Аэс: как это работает?

Как устроен реактор

У всех реакторов примерна одна схема. Его «сердце» — активная зона. Ее можно условно сравнить с топкой обычной печки. Только вместо дров там находится ядерное топливо в виде тепловыделяющих элементов с замедлителем – ТВЭЛов. Активная зона находится внутри своеобразной капсулы — отражателе нейтронов. ТВЭЛы «омываются» теплоносителем – водой. Поскольку в «сердце» очень высокий уровень радиоактивности, его окружает надежная радиационная защита.

Операторы контролируют работу установки с помощью двух важнейших систем – регулирования цепной реакции и дистанционной системы управления. Если возникает нештатная ситуация, мгновенно срабатывает аварийная защита.

Традиционные типы электростанций

Классификация комплексов по добыче энергии производится по самым разным признакам. Определяющим фактором выступают источники электроэнергии и принцип работы.

Различают следующие виды электростанций.

• Атомные – система базируется на реакции деления и синтеза. Последние существуют только в проекте.
• Газовые – используют природное топливо. Разделяются на электростанции, работающие на газе из месторождений и на рудничном, болотном газе.
• Жидкотопливные – дизельные или бензиновые. Такие станции носят локальный характер.
• Твердотопливные – угольные и торфяные.
• Гидроэлектростанции – используют работу водяного потока в самых разных вариантах. Сегодня существуют комплексы, использующие силу прилива и отлива, эксплуатирующие морские течения, русловые и прочие варианты.

Выделяют станции нетрадиционные: ветровые, гелиостанции.

Тепловые

Водяной пар является теплоносителем. В нагретом состоянии он сам становится источником энергии. По сути, это усовершенствованная паровая машина.

Различают ТЭЦ и ТЭС. ТЭС рассчитана на получение только электроэнергии. ТЭЦ, помимо генерирования тока, подает горячую воду. Принцип работы обоих комплексов почти одинаков.

В топку подают одновременно топливо и разогретый воздух в качестве окислителя. Чаще всего для теплоэлектростанций берут уголь. Однако торфяные могут работать и на брикетах. Топливо измельчено до состояния пыли, чтобы обеспечить максимально полное сгорание. Тепло от сгорания нагревает воду, превращая ее в пар. Последняя подается на паровую турбину. Водяной пар заставляет вращаться ротор генератора и преобразует энергию тепла в электричество.

Пар попадает к конденсатору, где вновь превращается в воду. Насосом воду перекачивают в реактивные нагреватели, затем в деаэратор. Здесь вода освобождается от газов, поскольку они провоцируют коррозию оборудования и вновь подается в котел.

Плюсы и минусы ТЭС

Простота конструкции
Дешевое топливо
Небольшая площадь
Низкая стоимость электроэнергии

Загрязнение атмосферы продуктами сгорания угля
Дорогое обслуживание
Невысокая производительность

Атомные

Опыты по использованию атомной энергии при работе генераторов проводились с 1948 года. Первая в мире АЭС была построена в СССР под руководством академика Курчатова.

Так же как тепловые, атомные делят на АЭС – вырабатывающие только электроэнергию, и АТЭЦ – подающие горячую воду. Схема работы не слишком отличается от тепловой станции, так как в конечном итоге двигающей силой здесь выступает пар. Но источником нагрева является ядерный реактор.

В результате протекания ядерной реакции в реакторе выделяется тепло. Оно передается теплоносителю первого контура. Жидкость уходит на теплообменник – парогенератор, где нагревает до кипения теплоноситель во втором контуре. Отсюда пар подается на турбину, при вращении которой и вырабатывается электрический ток. Затем пар охлаждается, в конденсаторе дегазируется и подается вновь во второй контур. Оба контуры замкнуты.

Плюсы и минусы АЭС

Независимость от источников топлива из-за небольшого объема материала, необходимого для работы
Отсутствуют вредные выбросы
Высокая производительность
Обеспечение электроэнергией крупных регионов

Нужен большой объем воды для охлаждения конденсаторов
Тяжелые и опасные последствия аварии

Сложность представляет и утилизация отработанного ядерного топлива.

Гидроэлектростанции

Такой комплекс использует в качестве движущей силы естественные природные явления: приливы и отливы, течение рек, силу падающего потока и прочее. Топливо для работы станций не нужно, что делает стоимость полученного таким образом электричества минимальной.

Создают или находят водяной поток нужной мощности – водопад, морское течение. Чаще перепад давлений создают искусственно, сооружая плотину. Сдерживаемая перед плотиной вода при выпуске вырывается с большим напором и приводит в действие лопасти гидротурбин. Они и превращают энергию движения воды в электричество.

Плюсы и минусы ГЭС

Стоимость тока в 2 раза ниже, чем на ТЭС
Турбины могут работать на любой мощности
Набирает мощность от 30 секунд до 2 минут
Течение реки — возобновляемый ресурс
Крупные станции сильно удалены от пользователей
Постройка плотины и эксплуатация ГЭС нормализуют климат

Высокая стоимость строительства
Вредное влияние на водохозяйственные объекты
Необходимость затопления больших территорий при стройке

Что изменили в реакторах РБМК после чернобыльской катастрофы?

Дополнительные сооружения при атомной станции.

Катастрофа в Чернобыле стала настоящим ударом для Советского Союза, говорит Джонатан Куперсмит, историк технологий из Техасского университета A&M, бывший в Москве в 1986 году. О реальном масштабе случившегося из-за медлительности властей и также халатности на местах общество узнало далеко не сразу.

Советские СМИ не сразу сообщили о катастрофе. Первая информация о последствиях взрыва появилась в шведских СМИ после того, как над страной появилось радиоактивное облако. В отсутствии достоверной информации и внятных комментариев со стороны властей зарубежные издания стали распространять непроверенные данные, основанные на слухах. Советские газеты в ответ обвинили «определенные круги» за рубежом в попытках нагнетать обстановку.

Михаил Горбачёв обратился к советским гражданам только 14 мая, спустя почти три недели после катастрофы.

Кроме того, это положило начало новой эре международной кооперации по вопросам ядерной безопасности. В августе 1986 года Международное агентство по атомной энергии провело конференцию в Венне, где советские ученые проявили беспрецедентный для того времени уровень открытости, сообщив подробности инцидента, говорит Де Геер, который также присутствовал на той конференции.

После жуткой аварии в конструкцию работающих РБМК-1000 были внесены изменения: стало использоваться более обогащенное топливо, было увеличено количество управляющих стержней, введены дополнительные ингибиторы для избежания потери контроля над реактором при низких мощностях.

Три оставшихся реактора Чернобыльской АЭС находились в эксплуатации до 2000 года. 15 декабря 2000 года был навсегда остановлен реактор последнего, 3-го энергоблока. В Литве также оставались два РБМК, которые впоследствии были закрыты по требованию после того, как страна стала членом Европейского союза. К настоящему моменту четыре эксплуатирующихся РБМК находится в Курске, три в Смоленске и еще три в Санкт-Петербурге (четвертый был закрыт в декабре 2018 года).

В дополнение к этому Де Геер отмечает, что эти реакторы не предусматривают наличие защитных систем полной локализации, которая имеется у реакторов западного образца. Эти системы представляют собой щиты из свинца и стали и предназначены для удержания радиоактивного газа или пара от выбросов в атмосферу в случае аварии.

Бесконечная энергия всего в 4 прицепах

Для транспортировки элементов проекта «Памир» потребовалось 4 колёсных шасси, два из которых — тяжелые тягачи МАЗ-7960, специально разработанные на основе тягача МАЗ-537.

Основные блоки электростанции, реактор и турбогенераторный блок для преобразования энергии в электрическую, размещались на двух специально доработанных полуприцепах МАЗ-9994 грузоподъемностью 65 тонн.

Помимо реактора с биозащитой в реакторном блоке размещались система аварийного расхолаживания, шкаф распределительного устройства собственных нужд и два автономных дизель-генератора по 16 кВт.

Ультрасовременная на тот момент система автоматизированного управления размещалась на тяжёлом тягаче КрАЗ-255.

Такой же перевозил вспомогательный энергоблок с двумя резервными дизель-генераторами по 100 кВт, необходимый для работы автоматики и вспомогательных устройств.

Технология[]

Топливный цикл

Основная статья: Ядерный топливный цикл

Ядерная энергетика основана на использовании ядерного топлива, совокупность промышленных процессов которого составляют топливный ядерный цикл. Хотя существуют различные типы топливных циклов, зависящие как от типа реактора, так и от характеристик конечной стадии цикла, в целом у них существуют общие этапы.

1. Добыча урановой руды.
2. Измельчение урановой руды
3. Отделение диоксида урана, т. н. жёлтого хека, от отходов, тоже радиоактивных, идущих в отвал.
4. Преобразование диоксида урана в газообразный гексафторид урана.
5. Обогащение урана — процесс повышения концентрации урана-235, производится на специальных заводах по разделению изотопов.
6. Обратное превращение гексафторида урана в диоксид урана в виде топливных таблеток.
7. Изготовление из таблеток тепловыделяющих элементов (сокр. твэл), которые в скомпонованном виде вводятся в активную зону ядерного реактора АЭС.
8. Извлечение отработанного топлива.
9. Охлаждение отработанного топлива.
10. Захоронение отработанного топлива в специальном хранилище.

В ходе эксплуатации в процессах технического обслуживания удаляются образующиеся низкорадиоактивные отходы. С окончанием срока службы производится вывод из эксплуатации самого реактора, демонтаж сопровождается дезактивацией и удалением в отходы деталей реактора.

Ядерный реактор

Основная статья: Ядерный реактор

Ядерный реактор — устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии.

Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова. К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов.

Существуют разные типы реакторов, основные отличия в них обусловлены используемым топливом и теплоносителем, применяемым для поддержания нужной температуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скорости нейтронов, которые выделяются в результате распада ядер, для поддержания нужной скорости цепной реакции.

1. Наиболее распространенным типом является легководный реактор, использующий в качестве топлива обогащённый уран, в нём в качестве и теплоносителя, и замедлителя используется обычная вода, т. н. «легкая». У него есть две основные разновидности:
   1. кипящий реактор, где пар, вращающий турбины, образуется непосредственно в активной зоне
   2. водо-водяной энергетический реактор, где пар образуется в контуре, связанном с активной зоной теплообменниками и парогенераторами.
2. Газоохлаждаемый ядерный реактор с графитовым замедлителем получил широкое распространение благодаря возможности эффективно вырабатывать оружейный плутоний и возможности использовать необогащённый уран.
3. В тяжеловодном реакторе в качестве и теплоносителя, и замедлителя используется тяжелая вода, а топливом является необогащённый уран, используется в основном в Канаде, имеющей собственные месторождения урановых руд.

Конструкция и действие ядерной установки

Сердцем любой установки является ядерный реактор, от которого напрямую зависит, как работает атомная электростанция. Внутри него происходит распад тяжелых ядер на более мелкие фрагменты. Находясь в состоянии сильного возбуждения, они начинают испускать нейтроны и другие частицы.

Воздействие нейтронов приводит к новым делениям, после чего их становится еще больше и в результате возникают непрерывные самоподдерживающиеся расщепления, известные как цепная реакция. Данный процесс осуществляется с выделением большого количества энергии, которая является основной целью всей работы АЭС и определяет ее мощность.

Примерно 85% от общего количества энергии высвобождается за очень короткий промежуток времени от начала реакции. Остальные 15% дает радиоактивный распад продуктов деления после излучения ими нейтронов. После распада атомы приходят в более стабильное состояние, а сам процесс продолжается и по окончании деления.

Типовой ядерный реактор включает в себя следующие компоненты:

• Обогащенный уран и другое ядерное топливо.
• Теплоноситель, с помощью которого выводится энергия, полученная при работе реактора.
• Регулировочные стержни.
• Замедлитель нейтронов.
• Защитная оболочка против излучения.

В активную зону установки помещены ТВЭЛ – тепловыделяющие элементы, содержащие ядерное топливо. Они скомпонованы в кассеты, по нескольку десятков элементов. Внутри каждой кассеты имеются каналы, по которым циркулирует теплоноситель. С помощью ТВЭЛ можно регулировать уровень мощности реактора.

Принцип такой регулировки заключается в следующем:

• Топливный стержень должен иметь определенную критическую массу, по достижении которой и начинается ядерная реакция.
• Каждый отдельный стержень имеет массу, не дотягивающую до критической. Реакция будет происходить, если в активную зону будут помещены все стержни.
• Путем погружения и извлечения топливных стержней, реакцию можно сделать управляемой, в том числе регулировать мощность.
• Когда значение массы превышает критическое, происходит выброс нейтронов топливными веществами. Далее наступает столкновение выброшенных частиц с атомами.
• Все это приводит к образованию нестабильного изотопа. Его распад наступает сразу же, с выделением тепла и энергии в виде гамма-излучения.

Во время столкновения кинетическая энергия частиц переходит друг к другу и число распадов еще больше увеличивается со скоростью геометрической прогрессии. При отсутствии управления такая реакция происходит мгновенно и сопровождается сильным взрывом, в реакторе этот процесс постоянно контролируется.

Ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах

В ядерных реакторах на медленных нейтронах активная зона, кроме ядерного топлива, содержит замедлитель быстрых нейтронов, образующихся при цепной реакции деления атомных ядер.

Применяют замедлители (графит), а также органические жидкости и воду, которые одновременно могут служить и теплоносителем.

Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть деления ядер происходит под влиянием быстрых нейтронов с энергией больше 10 кэВ.

Реактор без замедлителя – реактор на быстрых нейтронах – может стать критическим лишь при использовании природного урана, обогащенного изотопом U до концентрации около 10%.

В активной зоне реактора на медленных нейтронах расположены тепловыделяющие элементы, содержащие смесь U и U и замедлитель, в котором нейтроны замедляются до энергии около 1 эВ.

Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) представляют собой блоки из делящегося материала, заключенные в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. За счет энергии деления тепловыделяющие элементы разогреваются и отражают энергию теплоносителю, который циркулирует в каналах.

Управление цепной реакцией осуществляется специальными управляющими стержнями, изготовленными из материалов, сильно поглощающих нейтроны (например, бор, кадмий). Изменяя количество и глубину погружения управляющих стержней, можно регулировать нейтронные потоки, а следовательно, интенсивность цепной реакции и выработку энергии.

Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

Атомные электростанции России

Балаковская АЭС

Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.

Балаковская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Ежегодно она вырабатывает более 30 миллиардов кВт•ч электроэнергии. В случае ввода в строй второй очереди, строительство которой было законсервировано в 1990-х, станция могла бы сравняться с самой мощной в Европе Запорожской АЭС.

Белоярская АЭС

Белоярская АЭС расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.

В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.

БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 — первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.

БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Билибинская АЭС

Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.

Калининская АЭС

Калининская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.

Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.

4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.

Кольская АЭС

Кольская АЭС расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.

Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.
Мощность станции — 1760 МВт.

Курская АЭС

Курская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.

Мощность станции — 4000 МВт.

Ленинградская АЭС

Ленинградская АЭС — одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

Мощность станции — 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт•ч.

Нововоронежская АЭС

Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.

На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.

Мощность станции (без учёта Нововоронежской АЭС-2) — 1440 МВт.

Ростовская АЭС

Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.

В 2001—2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС.

В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.

Смоленская АЭС

Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.

В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.

ЧАЭС: Тип и устройство реактора

Рейтинг:   / 165

Подробности

Родительская категория: ЧАЭС

Категория: ЧАЭС сегодня

Использование ядерной энергии для получения электроэнергии осуществляется при помощи специальных аппаратов, которые называют ядерными реакторами.

В реакторе процесс высвобождения энергии идет постепенно, поскольку в цепной реакции деления нейтроны освобождаются не одновременно. Большая часть нейтронов образуется менее чем через 0,001 секунды – это так называемые мгновенные нейтроны. Другая часть (около 0,7%) образуется через 13 секунд – это запоздалые нейтроны. Именно они дают возможность регулировать скорость прохождения цепной реакции при помощи специальных стержней, которые поглощают избыток нейтронов. Стержни вводятся в активную зону реактора и стабилизируют процесс размножение нейтронов на безопасном уровне.

Выбросы в атмосферу через трубу АЭС

  Наверное, самое большое число слухов и домыслов ходят вокруг выбросов атомных станций. Выбросы действительно есть и происходят они, в основном, через вентиляционные трубы — это те самые трубы, которые стоят возле каждого энергоблока и никогда не дымят. По большей части, в атмосферу попадают инертные радиоактивные газы — ксенон, криптон и аргон. Но перед сбросом в атмосферу воздух из помещений АЭС проходит систему сложных фильтров, где удаляется большая часть радионуклидов. Короткоживущие изотопы распадаются еще до того, как газы достигнут верха трубы, еще больше снижая радиоактивность. В итоге, вклад в естественный радиационный фон газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу незначителен и им вообще можно пренебречь. Поэтому атомная энергия является одной из самых чистых, в сравнении с другими электростанциями. В любом случае, все радиоактивные выбросы атомных станций строго контролируются экологами и разрабатываются способы дальнейшего их снижения.

Реактор ВВЭР-1200

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения Росатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения – контейнмента. 

В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.

Научный руководитель проекта – РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва); разработчик — ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), основной изготовитель – «Атоммаш» (г. Волгодонск). 

Проект предусматривает выгорание топлива до 70 МВт•сут/кгU. Сейсмика (SL-2) —  ≤ 0,3 g. В качестве опций возможно использование тихоходной турбины и маневренного блока (диапазон 100-50-100). 

Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях  предотвращения различных аварий, так и для обеспечения 60-летнего срока службы. В перспективе возможно использование МОКС-топлива.

В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением. Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора. Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований.

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 – такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, – позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. 

Интересны проектные решения системы САОЗ. Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 – энергоблок №6 Нововоронежской АЭС-2 – был включен в энергосистему России в августе 2016 года. Энергоблоки поколения III+ в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах, однако именно шестой энергоблок Нововоронежской АЭС стал первым в мире блоком последнего поколения, который вышел на этап физического пуска и опытно-промышленную эксплуатацию. Там же строится ещё один аналогичный блок. 

ВВЭР-1200 также используется на площадке Ленинградской АЭС-2 (энергоблок №5 ЛАЭС уже построен) и на Белорусской АЭС (близ г. Островец Гродненской области). Генеральным подрядчиком сооружения всех этих новых энергоблоков является Группа компаний ASE.

Справочно:

В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах –  PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году (АЭС «Шиппингпорт»). Первый советский ВВЭР (модификации ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС «Райнсберг» (ГДР, позже – Федеративная республика Германия).