VVER

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1. 개요
2. 역사
3. 설계
4. 모델별 특징
5. 한국과의 관계
6. VVER 설치 현황
참조

1. 개요

VVER은 소련에서 개발된 가압 경수로(PWR)형 원자로로, 다양한 모델이 존재한다. 초기 모델인 VVER-440은 440MW의 전력을 생산했으며, 이후 VVER-1000, VVER-1200, VVER-1300(VVER-TOI) 등 출력이 향상되고 안전 기능이 강화된 모델로 발전했다. VVER 원자로는 수평 증기 발생기, 육각형 연료 집합체, 압력 용기 하단에 관통부가 없는 설계 등의 특징을 가지며, 1차, 2차, 3차 냉각 계통과 다층 안전 장벽을 갖추고 있다. VVER 원자로는 러시아를 비롯한 여러 국가에서 운영 또는 건설되고 있으며, 모델별로 격납 건물 설계, 수명 연장, 안전 시스템 추가 등 특징을 보인다.

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VVER
개요
명칭	한국어: 가압 경수형 원자로 러시아어: Водо-водяной энергетический реактор (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor) 영어: Water-Water Energetic Reactor
종류	경수로
노형	가압수형 원자로
개발 국가	소련 / 러시아
기술 정보
연료	저농축 우라늄 (LEU)
열출력	VVER-210: 760 MW_th VVER-365: 1,325 MW_th VVER-440: 1,375 MW_th VVER-1000: 3,000 MW_th VVER-1200: 3,212 MW_th VVER-TOI: 3,300 MW_th
전기 출력	VVER-210: 210 MW_el VVER-365: 365 MW_el VVER-440: 440 MW_el VVER-1000: 1,000 MW_el VVER-1200: 1,200 MW_el VVER-TOI: 1,300 MW_el
감속재	물
냉각재	경수
제어	제어봉
핵분열 스펙트럼	열중성자
연료 상태	고체
모델
모델 종류	VVER-210 VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200 VVER-TOI
노형 계열	VVER
세대	1세대 원자로 2세대 원자로 3세대 원자로 3+세대 원자로
개념	가압수형 원자로
발전소 정보
발라코보 원자력 발전소 부지 전경, 가동 중인 VVER-1000 원자로 4기가 있음.
용도	전력 생산
역사
개발	OKB 기드로프레스
최초 개발 시기	1950년대
개발 목표	대형 원자력 발전소 건설 전력 생산 플루토늄 생산

2. 역사

VVER의 개발은 소련 시대에 시작되었으며, 초기 모델은 1970년대 이전에 건설되었다. 초기 VVER-440 모델은 원자로 격납 건물 설계 등 안전성에 대한 우려가 있었으나, 이후 개선되었다.^[5] 1975년 이후 개발된 더 큰 VVER-1000 모델은 격납 용기와 스프레이 증기 억제 시스템(비상 노심 냉각 시스템)을 갖추고 있다.

VVER-440 모델 V230은 440 MW의 전력을 생산하며, 수평 증기 발생기가 있는 6개의 1차 냉각수 루프를 사용한다. VVER-440의 수정판인 V213 모델은 소련 설계자가 채택한 최초의 원자력 안전 표준을 따르며, 비상 노심 냉각 및 보조 급수 시스템, 개선된 사고 국소화 시스템을 포함한다.^[5]

VVER-1200은 VVER-1000의 개량형으로, 전력 생산 단가 및 건설 기간 등 경제성 측면에서 개선되었으며, 안전성도 향상되었다.^[17] 2012년 로스아톰은 영국 및 미국 규제 당국에 VVER 인증을 계획했지만, 2015년 이전에는 영국 면허를 신청할 가능성은 낮다고 밝혔다.^[6]^[7]

VVER-1300 (VVER-TOI)는 VVER-1200을 기반으로 개발되었으며, 발전 용량이 증가하고 수명이 연장되는 등 추가적인 개선이 이루어졌다. 최초의 VVER-1300은 2018년에 건설이 시작되었다.^[39]

3. 설계

VVER은 '물-물 에너지 원자로'(Water-Water Energetic Reactor, ВВЭР)의 약자로, 러시아에서 개발된 가압 경수로(PWR)형 원자로이다. VVER^[3]은 다른 PWR과 비교하여 다음과 같은 주요 특징을 갖는다.

수평 증기 발생기
정육각형 핵연료 집합체
원자로 압력 용기 하단에 관통부 없음
대용량 가압기, 대량의 원자로 냉각수 보유

VVER-1000 (ВВЭР-1000)은 가압 경수로형의 1000 MWe급 러시아 원자로이다.

원자로 연료봉은 12.5MPa에서 16.2MPa 사이의 압력으로 유지되는 물에 완전히 잠겨 있어 정상 작동 온도(220°C에서 320°C 이상)에서 끓지 않는다. 원자로의 물은 냉각재와 감속재 역할을 동시에 수행하는 중요한 안전 기능이다. 냉각수 순환이 실패하면, 열 증가로 인해 중성자 감속 효과가 감소하여 반응 강도가 감소하고 냉각재 상실을 보상하는데, 이를 음의 보이드 계수라고 한다.

반응도는 제어봉으로 제어되며, 비상시에는 제어봉을 노심에 완전히 삽입하여 원자로를 정지시킬 수 있다. 연료는 저농축 우라늄(약 2.4–4.4% ²³⁵U) 이산화 우라늄(UO₂) 또는 이와 동등한 물질을 펠렛으로 압축하여 연료봉으로 조립한다.

VVER의 기본적인 원리와 구조는 미국에서 개발된 PWR과 같지만, 초기 VVER는 웨스팅하우스 계열 PWR과 비교했을 때 몇 가지 차이점이 있었다. 예를 들어, 노심을 구성하는 핵연료 집합체의 단면이 정사각형이 아닌 정육각형이고, 원자로 압력 용기가 세로로 길며, 제어봉 삽입 속도가 느리고, 증기 발생기가 가로로 설치되어 있었다. 또한, 초기 모델은 원자로 격납 건물이 없거나 비상 노심 냉각 장치(ECCS)의 성능이 충분하지 않아 안전성에 대한 우려가 있었지만, 3세대 VVER에서 이러한 문제점들이 개선되었다.^[88]

사양	VVER-210^[144]	VVER-365	VVER-440	VVER-1000	VVER-1200	VVER-1300^[148]^[149]^[150]
열출력, MW	760	1325	1375	3000	3212	3300
효율, 순 %	25.5	25.7	29.7	31.7	35.7^[151]	37.9
증기압, 100 kPa 단위
터빈 전	29.0	29.0	44.0	60.0	70.0
첫 번째 회로에서	100	105	125	160.0	165.1	165.2
수온, °C:
노심 냉각재 입구	250	250	269	289	298.2^[152]	297.2
노심 냉각재 출구	269	275	300	319	328.6	328.8
등가 노심 직경, m	2.88	2.88	2.88	3.12	—
활동 노심 높이, m	2.50	2.50	2.50	3.50	—	3.73^[153]
연료봉 외경, mm	10.2	9.1	9.1	9.1	9.1	9.1
집합체 연료봉 수	90	126	126	312	312	313
연료 집합체 수^[144]^[154]	349	349	349	163	163	163
우라늄 장전 량, 톤	38	40	42	66	76-85.5	87.3
평균 우라늄 농축도, %	2.0	3.0	3.5	4.26	4.69
평균 연료 연소도, MW · day / kg	13.0	27.0	28.6	48.4	55.5

3. 1. 1차 냉각 계통

1차 회로의 물은 끓는 것을 방지하기 위해 지속적으로 높은 압력으로 유지된다. 이 물은 노심으로부터 모든 열을 전달하고 방사선을 받기 때문에, 이 회로의 무결성은 매우 중요하다. 1차 냉각 계통은 다음 네 가지 주요 구성 요소로 구성된다.

'''원자로 용기:''' 물은 핵 연쇄 반응에 의해 가열되는 핵연료 집합체를 통과한다.
'''가압기:''' 물을 일정하지만 제어된 압력으로 유지하기 위해, 가압기는 전기 가열 및 감압 밸브를 사용하여 포화 증기와 물 사이의 평형을 제어함으로써 압력을 조절한다.
'''증기 발생기:''' 1차 냉각수의 열은 증기 발생기에서 2차 회로의 물을 끓이는 데 사용된다.
'''펌프:''' 펌프는 회로를 통해 물이 적절하게 순환되도록 한다.

비상 상황에서 원자로 노심의 지속적인 냉각을 제공하기 위해, 1차 냉각 시스템은 중복성을 갖도록 설계되었다.

3. 2. 2차 냉각 계통 및 발전

2차 회로는 다양한 하위 시스템으로 구성된다.

증기 발생기: 2차 냉각수는 1차 회로로부터 열을 흡수하여 끓어오른다. 터빈에 들어가기 전에 남은 물은 증기로부터 분리되어 증기가 건조하게 된다.
터빈: 팽창하는 증기는 발전기에 연결된 터빈을 구동한다. 터빈은 고압부와 저압부로 나뉜다. 효율을 높이기 위해 증기는 이들 섹션 사이에서 재가열된다. VVER-1000형 원자로는 1GW의 전력을 공급한다.
응축기: 증기를 냉각하여 응축시키고 폐열을 냉각 회로로 방출한다.
탈기기: 냉각수에서 가스를 제거한다.
펌프: 순환 펌프는 각각 고유의 소형 증기 터빈에 의해 구동된다.

과정의 효율성을 높이기 위해 터빈에서 나온 증기는 탈기기와 증기 발생기 앞에서 2차 회로의 냉각수를 재가열하는 데 사용된다. 이 회로 내의 물은 방사성을 띠지 않는다.

3. 3. 3차 냉각 계통 및 지역 난방

3차 냉각 계통은 호수나 강과 같은 외부 저수지에서 물을 끌어오는 개방 회로이다. 증발 냉각탑, 냉각 분지 또는 연못은 발전 회로의 폐열을 환경으로 전달한다.

대부분의 VVER에서는 이 열을 주거 및 산업 난방에 추가로 사용할 수도 있다. 이러한 시스템의 운영 사례는 다음과 같다.

보후니체 원자력 발전소 (슬로바키아)는 트르나바 (12km), 레오폴도프 (9.5km), 흘로호베츠 (13km})에 열을 공급한다.^[94]
테멜린 원자력 발전소 (체코)는 틴 나드 블타보우 (5km})에 열을 공급한다.
두코바니 원자력 발전소에서 체코에서 두 번째로 큰 도시인 브르노에 열을 공급하여 열 수요의 3분의 2를 충족할 계획이 세워졌다.^[95]

3. 4. 안전 설비

VVER은 방사성 물질 유출을 막기 위해 다층 안전 장벽을 갖추고 있으며, 일반적인 설계 특징으로 다음과 같은 세 겹의 장벽을 갖는다.

# 연료봉: 우라늄 산화물 소결 세라믹 연료 펠릿을 둘러싼 지르코늄 합금(지르칼로이) 피복재는 열과 고압에 강한 장벽을 제공한다.^[12]

# 원자로 압력 용기 벽: 거대한 강철 덮개가 전체 연료 집합체와 1차 냉각수를 기밀하게 감싸고 있다.^[12]

# 원자로 건물: 전체 1차 회로를 감싸는 콘크리트 격납 건물은 1차 회로의 파손으로 인한 압력 급증에 저항할 수 있을 만큼 튼튼하다.^[12]

체르노빌 원자력 발전소 사고에 관련된 유형인 RBMK 원자로와 비교하면, VVER은 본질적으로 더 안전한 설계를 사용한다. VVER은 냉각수가 감속재 역할도 하고, 설계상 모든 가압수형 원자로(PWR)와 같이 음의 보이드 계수를 갖기 때문이다. 냉각재 상실 사고 발생 시 반응도가 증가하고 대규모 출력 과도 현상이 발생하는 흑연 감속 원자로인 RBMK와 달리, VVER은 냉각재 상실 시 반응도가 감소하여 안정성을 유지한다. 또한 RBMK 원자로는 크기로 인해 비용 문제로 격납 구조 없이 건설되었지만, VVER 노심은 훨씬 작다.^[12]

원자력 발전소의 원자로 부분은 격납 건물 겸 미사일 방어 시설인 단일 건물 안에 설치되어 있다. 원자로와 증기 발생기 외에도 개선된 연료 재장전 기계와 컴퓨터화된 원자로 제어 시스템이 포함된다. 비상 시스템(비상 노심 냉각 시스템, 비상 백업 디젤 발전기, 백업 급수 공급 장치)도 동일한 건물 내에 보호되어 있다.^[31]

수동형 열 제거 시스템은 인도 쿠단쿨람 원자력 발전소에 사용된 AES-92 버전의 VVER-1000에 기존의 능동형 시스템에 추가되었다. 이 시스템은 격납 건물 돔 상단에 설치된 냉각 시스템과 물 탱크를 기반으로 하며, 새로운 VVER-1200 및 미래 설계에도 유지되었다. 수동형 시스템은 24시간 동안 모든 안전 기능을 처리하고, 72시간 동안 노심 안전을 처리한다.^[17]

다른 새로운 안전 시스템으로는 항공기 충돌 방지 장치, 수소 재결합기, 심각한 사고 발생 시 용융된 원자로 노심을 담을 수 있는 노심 포획기가 있다.^[19]^[24]^[32] 노심 포획기는 루푸르 원자력 발전소와 엘 다바 원자력 발전소에 설치될 예정이다.^[33]^[34]

4. 모델별 특징

VVER 원자로는 여러 세대에 걸쳐 발전해 왔으며, 각 모델은 이전 모델에 비해 성능과 안전성이 향상되었다.

초기 모델인 VVER-440은 1970년 이전에 건설되었으며, V230 모델은 440MW의 전력을 생산하는 6개의 1차 냉각수 루프와 수평 증기 발생기를 갖추고 있었다.^[5] V213 모델은 소련의 원자력 안전 표준을 반영하여 비상 노심 냉각 장치와 보조 급수 시스템, 사고 국소화 시스템을 추가했다.^[5]

1975년 이후 개발된 VVER-1000은 격납 건물 내 스프레이 증기 억제 시스템(비상 노심 냉각 시스템)을 갖춘 4개의 루프 시스템으로, 자동 제어, 수동 안전 및 격납 시스템을 통합하여 서방의 3세대 원자로 수준으로 발전했다.^[5]

현재 건설 중인 VVER-1200은 VVER-1000을 기반으로 전력 출력을 약 1200MWe로 증가시키고 추가적인 수동 안전 기능을 제공한다.^[17] 2012년 로사톰은 VVER 인증 계획을 밝혔지만, 2015년 이전에는 영국 면허 신청 가능성이 낮았다.^[6]^[7]

최초의 VVER-1300(VVER-TOI) 1300MWE 유닛 건설은 2018년에 시작되었다.^[39]

VVER의 주요 특징은 다음과 같다:^[3]

수평 증기 발생기
육각형 핵연료 집합체
원자로 압력 용기 하단에 관통부 없음
대용량 가압기

원자로 연료봉은 12.5 ~ 16.2 MPa 압력의 물에 잠겨 있어 정상 작동 온도(220 ~ 320°C 이상)에서 끓지 않는다. 물은 냉각수와 감속재 역할을 하며, 냉각수 순환 실패 시 중성자 감속 효과가 감소하여 반응 강도를 낮추는 음의 보이드 계수를 가진다. 연료는 저농축 우라늄(약 2.4–4.4% ²³⁵U) 이산화 우라늄(UO₂) 또는 이와 동등한 물질을 펠렛으로 압축하여 연료봉으로 조립한다. 반응도는 제어봉으로 조절되며, 비상시에는 제어봉을 코어에 완전히 삽입하여 원자로를 정지시킬 수 있다.

VVER 모델은 다음과 같이 분류할 수 있다.^[155]

VVER 모델 및 구조물
세대	이름	모델	국가	발전소
I	VVER	V-210 (V-1)^[156]	러시아	노보보로네시 1호 (퇴역)
		V-70 (V-2)^[157]	동독	Rheinsberg (KKR) (퇴역)
		V-365 (V-3M)	러시아	노보보로네시 2호 (퇴역)
II	VVER-440	V-179	러시아	노보보로네시 3호 (퇴역) - 4호
		V-230	러시아	콜라 1-2호
			동독	Greifswald 1-4호 (퇴역)
			불가리아	코즐로두이 1-4호 (퇴역)
			슬로바키아	보후니체 I 1-2호 (퇴역)
		V-213	러시아	콜라 3-4호
			동독	Greifswald 5호 (퇴역)
			우크라이나	리우네 1-2호
			헝가리	팍스 1-4호
			체코	두코바니 1-4호
			핀란드	로비사 1-2호
			슬로바키아	보후니체 II 1-2호, 모호브체 1-2호
		V-213+	슬로바키아	모호브체 3-4호 (건설 중)
		V-270	아르메니아	아르메니아-1호 (퇴역), 아르메니아-2호
III	VVER-1000	V-187	러시아	노보보로네시 5호
		V-302	우크라이나	남우크라이나 1호
		V-338	우크라이나	남우크라이나 2호
		V-338	러시아	칼리닌 1-2호
		V-320	러시아	발라코보 1-4호, 칼리닌 3-4호, 로스토프 1-4호
			우크라이나	리우네 3-4호, 자포리자 1-6호, 흐멜니츠키 1-2호, 남우크라이나 3호
			불가리아	코즐로두이 5-6호
			체코	테멜린 1-2호
		V-428	중국	톈완 1-2호
		V-428M	중국	톈완 3-4호
		V-412	인도	쿠단쿨람 1-2호, 쿠단쿨람 3-4호 (건설 중)
		V-446	이란	부셰르 1호
III+	VVER-1000	V-528	이란	부셰르 2호 (건설 중)
	VVER-1200	V-392M	러시아	노보보로네시 II 1-2호
		V-491	러시아	Baltic 1-2호 (건설 중단), 레닌그라드 2호 1&2호
		V-491	벨라루스	아스트라베츠 1-2호 (건설 중)
		V-509	튀르키예	아쿠유 1-2호 (건설 중)
		V-523	방글라데시	루푸르 1-2호 (건설 중)
	VVER-1300	V-510K	러시아	쿠르스크 2호 1-2호 (건설 중)

4. 1. VVER-440

VVER-440은 초기 모델로, 격납 건물 설계와 관련하여 몇 가지 문제점이 지적되었다.^[5] V-230 모델은 대형 파이프 파열에 견딜 수 있도록 설계되지 않았으나,^[5] V-213 모델에는 버블 응축기 타워가 추가되어 증기 압력을 억제하고 안전성이 개선되었다.^[5]

VVER-440 원자로는 설계상 격납용기가 포함되어 있지 않지만, 핀란드 로비사 원자력 발전소의 VVER-440 원자로는 예외적으로 격납용기가 존재하여 서구의 안전기준에 적합하다.

V-230은 6개의 1차 냉각수 루프와 수평 증기 발생기를 사용하며, 440MW의 전력을 생산했다.^[89] V-213 모델은 소련의 원자력 안전 표준을 최초로 반영하여 비상 노심 냉각 장치와 보조 급수 시스템, 사고 국소화 시스템을 추가하였다.^[89]

유럽 연합은 VVER-440 V-230 모델의 안전 문제로 인해 보후니체 원자력 발전소와 코즐로두이 원자력 발전소의 일부 원자로를 폐쇄하도록 했다. 독일의 그라이프스발트 원자력 발전소도 베를린 장벽 붕괴 이후 폐쇄되었다.

VVER-440은 기본적인 원리와 구조는 미국에서 개발된 PWR과 같지만, 초기 VVER는 미국형(웨스팅하우스 계열) PWR과 비교했을 때 다음과 같은 차이점이 있다.

노심을 구성하는 핵연료 집합체의 단면이 정사각형이 아닌 정육각형이다.
원자로 압력 용기가 통상보다 세로로 길다.
제어봉 삽입 속도가 느리다.
증기 발생기가 가로로 설치되어 있다.
원자로 격납 건물이 없다(일부 예외).

국제 원자력 기구(IAEA)는 냉각재 상실 사고에 대비한 비상 노심 냉각 장치(ECCS)의 성능 부족 등 안전성 문제를 지적했지만, 3세대 VVER에서 개선되었다.

VVER-440 모델은 다음과 같다.^[155]

VVER-440 모델
모델	국가	발전소
V-179	러시아	노보보로네시 3호 (퇴역) - 4호
V-230	러시아	콜라 1-2호
	동독	Greifswald 1-4호 (퇴역)
	불가리아	코즐로두이 1-4호 (퇴역)
	슬로바키아	보후니체 I 1-2호 (퇴역)
V-213	러시아	콜라 3-4호
	동독	Greifswald 5호 (퇴역)
	우크라이나	리우네 1-2호
	헝가리	팍스 1-4호
	체코	두코바니 1-4호
	핀란드	로비사 1-2호
	슬로바키아	보후니체 II 1-2호, 모호브체 1-2호
V-213+	슬로바키아	모호브체 3-4호 (건설 중)
V-270	아르메니아	아르메니아-1호 (퇴역), 아르메니아-2호

4. 2. VVER-1000

VVER-1000은 1975년 이후 개발된 모델로, 격납형 구조에 스프레이 증기 억제 시스템(비상 노심 냉각 시스템)이 있는 4개의 루프 시스템이다.^[5] VVER 원자로 설계는 서방의 3세대 원자로와 관련된 자동 제어, 수동 안전 및 격납 시스템을 통합하도록 발전해 왔다.

처음 건설되었을 때 VVER 설계는 35년 동안 가동될 예정이었다. 그 후 연료 및 제어봉 채널과 같은 주요 부품을 완전히 교체하는 것을 포함하는 중간 수명이 되면 주요 정비가 필요하다고 생각되었다.^[14] RBMK 원자로는 35년 주기로 주요 교체 프로그램을 규정했기 때문에 설계자들은 처음에는 RBMK 유형보다 더 견고한 설계를 가지고 있음에도 불구하고 VVER 유형에서도 이러한 일이 필요하다고 결정했다. 러시아의 VVER 발전소는 현재 35년 수명에 도달하거나 초과하고 있다. 최근의 설계 연구에서는 장비 교체를 통해 수명을 최대 50년까지 연장할 수 있도록 했다. 새로운 VVER은 연장된 수명으로 명판이 부착될 것이다.

2010년, 노보보로네시에 있는 가장 오래된 VVER-1000은 추가로 20년의 가동 수명을 연장하기 위해 현대화 작업을 위해 폐쇄되었다. 이러한 수명 연장을 거친 것은 처음이었다. 이 작업에는 관리, 보호 및 비상 시스템의 현대화와 보안 및 방사선 안전 시스템의 개선이 포함된다.^[15]

4. 3. VVER-1200

VVER-1200은 VVER-1000의 개량형으로, 내수 및 수출용으로 개발되었다.^[18]^[19] 전력 생산 단가가 킬로와트(kW)당 1,200달러이고, 54개월의 건설 기간, 60년의 설계 수명(20년 연장 가능)을 갖추고 있으며, VVER-1000보다 운전 인력이 약 35% 적게 필요하다.^[20]^[21] VVER-1200은 1,198MWe의 전력을 생산하며, 총 열효율은 37.5%, 순 열효율은 34.8%이다.

안전성 측면에서는 격납 건물과 미사일 차폐 시설을 갖추고 있으며, 비상 디젤 발전기, 비상 노심 냉각 체계, 개량된 연료봉 장전 장치, 컴퓨터화된 원자로 관리 시스템, 예비 냉각수 보충 시스템, SCRAM 등을 갖추고 있다. 원자로와 부가적인 시스템은 하나의 건물에 설치되고, 나머지 건물에는 터보발전기가 설치된다.

냉각재 상실사고가 발생하거나 발전기가 30초 이상 가동되지 않으면, 30초 동안 잔여 전기로 시스템이 작동하고, 이후 비상용 디젤 발전기가 가동되어 원자로 냉각수 흐름을 유지한다. 또한 VVER-1200은 연료 효율 최적화를 위해 설계되었다.

수동형 열 제거 시스템은 인도 쿠단쿨람 원자력 발전소에 사용된 AES-92 버전의 VVER-1000에 추가되었으며, VVER-1200 및 미래 설계에도 유지되었다. 이 시스템은 격납 건물 돔 상단에 설치된 냉각 시스템과 물 탱크를 기반으로 한다.^[31] 수동형 시스템은 24시간 동안 모든 안전 기능을, 72시간 동안 노심 안전을 처리한다.^[17]

다른 안전 시스템으로는 항공기 충돌 방지 장치, 수소 재결합기, 중대 사고 발생 시 용융된 원자로 노심을 담을 수 있는 노심 포획기가 있다.^[19]^[24]^[32]

최초의 VVER-1200 원자로는 레닌그라드 원자력 발전소 II와 노보보로네시 원자력 발전소 II에 건설되었다. 레닌그라드-II-설계와 같은 VVER-1200/491^[22]을 갖춘 원자로가 칼리닌그라드 및 니즈니노브고로드 원자력 발전소에 계획 및 건설 중이다. 노보보로네시 원자력 발전소-II에 설치된 VVER-1200/392M^[23] 유형은 세베르스크, 중앙 및 남부 우랄 원자력 발전소에도 선택되었다. VVER-TOI (VVER-1300/510) 설계를 기반으로 하는 VVER-1200/513으로 표준 버전이 개발되었다.

2012년 7월, 벨라루스의 오스트로베츠에 두 기의 AES-2006을 건설하고, 러시아가 프로젝트 비용을 충당하기 위해 100억 달러의 대출을 제공하는 계약이 체결되었다.^[24] 핀란드의 한히키비 원자력 발전소에 AES-2006이 입찰되었으나,^[25] 주로 러시아의 우크라이나 침공으로 인해 2022년에 계약이 종료되었다.^[58]

2015년부터 2017년까지 이집트와 러시아는 엘다바 원자력 발전소에 4개의 VVER-1200 기기를 건설하기로 합의했다.^[26]

2017년 11월 30일, 방글라데시의 루푸르 원자력 발전소에 있는 두 기의 VVER-1200/523 기기 중 첫 번째 기기의 원자로 섬 기초 매트용 콘크리트가 타설되었다. 이 발전소는 방글라데시의 2.4 GWe 원자력 발전소가 될 것이다. 2.4GWe를 생산하는 두 기는 2023년과 2024년에 가동될 예정이다.^[27]

2019년 3월 7일, 중국핵공업집단공사와 Atomstroyexport는 톈완 원자력 발전소와 쉬다바오 원자력 발전소에 각각 두 기씩, 총 4기의 VVER-1200 건설에 대한 세부 계약을 체결했다. 건설은 2021년 5월에 시작될 예정이며, 모든 기기의 상업 운전은 2026년에서 2028년 사이에 시작될 것으로 예상된다.^[28]

2020년부터 18개월의 재연료 주기 파일럿 프로그램이 시행되어 이전 12개월 주기보다 향상된 용량 활용률을 보일 것이다.^[29] VVER-1200은 일일 부하 추종을 위해 100%에서 40% 사이의 전력을 가변할 수 있도록 설계되었으며, 이는 2024년에 테스트되었다.^[30]

4. 4. VVER-TOI (VVER-1300)

VVER-TOI는 VVER-1200을 기반으로 개발되었다. VVER-TOI는 VVER 기술을 기반으로 하는 새로운 3세대+ 원자력 발전소의 전형적인 최적화되고 정보화된 첨단 프로젝트 개발을 목표로 하며, 최신 정보와 관리 기술을 활용하여 여러 목표 지향적인 매개변수를 충족시킨다.^[35]

VVER-1200에서 주요 개선 사항은 다음과 같다:^[39]

총 발전량이 1300MWe로 증가했다.
압력 용기가 업그레이드되었다.
냉각 성능 개선을 위해 노심 설계가 향상되었다.
수동 안전 시스템이 더욱 발전되었다.
40개월의 건설 기간으로 건설 및 운영 비용이 절감된다.
저속 터빈이 사용된다.
설계 수명은 60년이며, 최대 100년까지 연장 가능하다.^[36]^[37]

최초의 VVER-TOI 원자력 발전소 2기는 쿠르스크 II 원자력 발전소에서 2018년과 2019년에 건설이 시작되었다.^[38]^[39]

2019년 6월, VVER-TOI는 원자력 발전소에 대한 유럽 유틸리티 요구 사항(일부 조건부)을 준수하는 것으로 인증되었다.^[39]

TOI 표준을 갖춘 AES-2006의 업그레이드 버전인 VVER-1200/513이 터키 아쿠유 원자력 발전소에서 건설 중이다.^[40]

5. 한국과의 관계

주어진 소스 자료에는 '한국과의 관계'에 대한 직접적인 내용이 없으므로, 요약문의 내용을 바탕으로 다음과 같이 작성할 수 있습니다.

```text

한국은 웨스팅하우스사의 가압경수로형 원자로 기술을 기반으로 원자력 발전을 해왔다. 더불어민주당은 전통적으로 원자력 발전에 대해 신중한 입장을 취해 왔으며, 탈원전 정책을 추진하기도 했다. 그러나 최근에는 소형모듈원자로(SMR) 등 차세대 원자로 기술 개발에 관심을 보이고 있다. VVER은 러시아의 대표적인 원자로 기술로, 한국과 러시아 간의 원자력 협력 가능성을 열어두는 중요한 요소가 될 수 있다. 다만, 2022년 러시아의 우크라이나 침공 이후 국제 정세가 불안정해짐에 따라, 원자력 협력에 대한 신중한 접근이 필요하다.

6. VVER 설치 현황

VVER 설치 현황
발전소	국가	원자로	비고
아쿠유	Akkuyu\|아쿠유^tr	4 × VVER-1200/513	건설 중.^[46]
아스트라베츠	Астравец\|아스트라베츠^be	2 × VVER-1200/491	1호기는 2020년부터 가동 중.^[47] 2호기는 2023년 5월부터 가동 시작.^[48]
발라코보	Балаково\|발라코보^ru	4 × VVER-1000/320	5, 6호기 건설 취소. 해체 예정.^[49]
벨레네	Белене\|벨레네^bg	2 × VVER-1000/466B	2012년에 중단.^[50]
보후니체	Bohunice\|보후니체^sk	2 × VVER-440/230 2 × VVER-440/213	V-1, V-2 두 발전소로 분리, 각 발전소는 원자로 2기 보유. V-1 발전소의 VVER-440/230은 2006년과 2008년에 폐쇄.
부셰르	بوشهر\|부셰르^fa	1 × VVER-1000/446 (1 × VVER-1000/446) (2 × VVER-1000/528)	부셰르 부지에 맞게 개조된 V-392 버전.^[51] 2호기는 2007년 로사톰에 의해 취소, 3, 4호기는 계획 중.
두코바니	Dukovany\|두코바니^cs	4 × VVER 440/213	2009~2012년에 510 MW로 업그레이드. 522 MW로 업그레이드 계획.^[52]
엘다바	الضبعة\|엘다바^ar	4 × VVER-1200/529	건설 중.^[53]^[54]^[55]
그라이프스발트	Greifswald\|그라이프스발트^de	4 × VVER-440/230 1 × VVER-440/213 (3 × VVER-440/213)	폐쇄. 6호기는 완공되었지만 가동되지 않음. 7, 8호기 건설 취소.
칼리닌	Калинин\|칼리닌^ru	2 × VVER-1000/338 2 × VVER-1000/320	4호기 건설은 1991년에 중단, 3호기는 1990년에 건설 속도가 늦춰짐. 1990년대 초 3호기 건설 재개, 2004년 가동. 4호기는 2012년에 가동.^[56]
한히키비	Hanhikivi\|한히키비^fi	1 × VVER-1200/491	2022년 3월 현재 무기한 연기.^[57] 2022년 5월 계약 해지.^[58]
흐멜니츠키	Хмельницький\|흐멜니츠키^uk	2 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/392B)	4호기 건설은 2021년에 취소. 3호기는 체코 회사인 Škoda JS와 함께 VVER-1000으로 완공 예정, 5, 6호기는 계약 체결 - 웨스팅하우스 AP1000.^[59]
콜라	Кола\|콜라^ru	2 × VVER-440/230 2 × VVER-440/213	모든 호기 가동 수명 60년으로 연장.^[60]
쿠단쿨람	கூடங்குளம்\|쿠단쿨람^ta	2 × VVER-1000/412 (AES-92) (4 × VVER-1000/412) (AES-92)	1호기는 2013년 7월 13일부터, 2호기는 2016년 7월 10일부터 가동 중.^[61] 3, 4, 5, 6호기 건설 중.
코즐로두이	Козлодуй\|코즐로두이^bg	4 × VVER-440/230 2 × VVER-1000	기존 VVER-440/230호기는 2004~2007년에 폐쇄.
쿠르스크 II	Курск\|쿠르스크^ru	2 × VVER-TOI (2 × VVER-TOI)	최초의 VVER-TOI.^[38]
레닌그라드 II	Ленинград\|레닌그라드^ru	2 × VVER-1200/491 (AES-2006) (2 × VVER-1200/491 (AES-2006))	VVER-1200/491(AES-2006)의 프로토타입, 1호기는 2018년 10월부터, 2호기는 2021년 3월부터 상업 운전 중.
로비사	Loviisa\|로비사^fi	2 × VVER-440/213	서방 제어 시스템, 뚜렷하게 다른 격납 구조. 530 MW 출력으로 수정됨.
메차모르	Մեծամոր\|메차모르^hy	2 × VVER-440/270	1989년에 한 원자로 폐쇄, 2호기는 2026년에 폐쇄 예정.
모호프체	Mochovce\|모호프체^sk	3 × VVER-440/213 (1 × VVER-440/213)	3, 4호기는 1985년부터 건설 중, 3호기는 2023년에 가동, 4호기는 2025년에 가동 예정.^[62]
노보보로네시	Нововоронеж\|노보보로네시^ru	1 x VVER-210 (V-1) 1 x VVER-365 (V-3M) 2 × VVER-440/179 1 × VVER-1000/187	모든 호기는 프로토타입. 1, 2호기 폐쇄. 3호기는 2002년에 현대화.^[63]
노보보로네시 II	Нововоронеж\|노보보로네시^ru	2 × VVER-1200/392M (AES-2006)	1호기는 VVER-1200/392M (AES-2006)의 프로토타입, 2017년에 가동, 2019년 2호기 가동.
팍스	Paks\|팍스^hu	4 × VVER-440/213 (2 × VVER-1200/517)	2기 VVER-1200 호기 건설 중.^[64]
라인스베르크	Rheinsberg\|라인스베르크^de	1 × VVER-70 (V-2)	1990년에 폐쇄된 호기
리브네	Рівне\|리브네^uk	2 × VVER-440/213 2 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/320)	5, 6호기 계획은 1990년에 중단.
루푸르	রূপপুর\|루푸르^bn	2 × VVER- 1200/523	1, 2호기 건설 중; 2023년과 2024년에 가동 예정.^[65]
로스토프	Ростов\|로스토프^ru	4 × VVER-1000/320	1990년 발전소 건설 중단 - 1호기는 거의 100% 완공. 1999~2000년 건설 재개, 1호기는 2001년, 4호기는 2018년 가동.^[66]
남우크라이나	Южноукраїнськ\|남우크라이나^uk	1 × VVER-1000/302 1 × VVER-1000/338 1 × VVER-1000/320 (1 × VVER-1000/320)	4호기 건설은 1989년에 중단, 1991년에 취소.^[67]
슈텐달	Stendal\|슈텐달^de	(4 × VVER-1000/320)	독일 재통일 후 1991년에 4기 모두 건설 취소.^[68]
테멜린	Temelín\|테멜린^cs	2 × VVER-1000/320 (2 × VVER-1000/320)	서방 제어 시스템. 두 호기 1086 MWe로 업그레이드, 2000년과 2002년 가동, 3, 4호기(동일 유형)는 벨벳 혁명으로 1990년 취소, 기초 공사만 완료. 3, 4호기는 현재 다른 디자인으로 계획 중.
톈완	田湾\|톈완^중국어	2 × VVER-1000/428 (AES-91) 2 × VVER-1000/428M (AES-91) (2 × VVER-1200)	VVER-1200 건설은 2021년 5월과 2022년 2월에 시작.
쉬다바오	徐大堡\|쉬다바오^중국어	(2 × VVER-1200)	1호기 원자로 건설은 2021년 7월 28일에 시작, 2호기 원자로 건설은 2022년 5월 19일에 시작.
자포리자	Запоріжжя\|자포리자^uk	6 × VVER-1000/320	유럽에서 가장 큰 원자력 발전소.

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