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VVER

Las siglas VVER o WWER hacen referencia a un reactor nuclear de agua presurizada (PWR por sus siglas en inglés) desarrollados en la antigua Unión Soviética y la actual Rusia. VVER es la transcripción del acrónimo ruso ВВЭР (Водо-водяной энергетический реактор, Reactor Energético de Agua-Agua). Dicho nombre se deriva del hecho de que el agua funciona tanto como refrigerante como moderador de neutrones.

Esquema de un reactor VVER-1000:
1 - barras de control
2 - cubierta del reactor
3 - chasis del reactor
4 - tuberías de entrada y salida
5 - núcleo del reactor
6 - zona activa del reactor
7 - barras de combustible.

Los VVER han sido diseñados por el Instituto Kurchátov y el OKB Gidopress mientras que la construcción corre a cargo de Izhorsky Zavod y Аtomeiegoproekt. De su exportación se encarga Atomstroyexport.

Los VVER tienen un coeficiente de vacío negativo que convierte al reactor en intrínsecamente seguro: en el caso de perder refrigerante el efecto moderador también disminuye, lo cual produce una disminución de potencia que compensa la pérdida de refrigerante.

El combustible, óxido de uranio (U2O), está ligeramente enriquecido (alrededor del 2,4 - 4,4% de U-235), compactado en pastillas y ensamblado en las barras de combustible. Estas barras de combustible se sumergen totalmente en agua la cual se mantiene bajo elevada presión de modo que no pueda hervir. Todo el reactor está ensamblado en una armazón a presión de acero macizo.

Existen VVER en funcionamiento o construcción en Armenia, Bulgaria, China, Eslovaquia, Finlandia, Hungría, India, Irán, la República Checa, Rusia y Ucrania.

Las armadas soviética y rusa adaptaron reactores PWR para sus submarinos y barcos de superficie, si bien no reciben de nombre "VVER".

Vista general de la central nuclear de Temelin (República Checa), con 2 VVER-1000 V-320.

Aspectos generales

Control de la reacción

La intensidad de la reacción nuclear está controlada por barras de control que pueden ser introducidas en el reactor desde la parte superior. Estas barras están hechas de un material que absorbe los neutrones y, al introducirse, obstaculizan la reacción en cadena. En caso de emergencia se activa el SCRAM para que estas barras de control se inserten totalmente en el núcleo, deteniendo así la reacción.

Refrigeración

 
Esquema de un PWR:
1. Edificio del reactor
2. Torre de refrigeración
3. Reactor
4. Barras de control
5. Presionador
6. Generador de vapor
7. Combustible
8. Turbina
9. Generador
10. Transformador
11. Condensador
12. Vapor de agua (rojo)
13. Agua caliente (azul oscuro)
14. Aire
15. Aire (húmedo)
16. Río, lago o mar
17. Circuito de refrigeración
18. Circuito primario
19. Circuito secundario
20. Columnas de agua condensada

Los VVERs constan de tres circuitos de refrigeración: primario, secundario y terciario. Por seguridad, los componentes son redundantes.

  • Circuito de enfriamiento primario: Como se ha indicado el agua en este circuito se mantiene a presión elevada para evitar que hierva. Debido a que esta agua se vuelve radiactiva no debe entrar en contacto con el exterior. En este circuito se pueden distinguir cuatro módulos diferentes:
    • Reactor: el agua fluye a través de las fundas de las barras de combustible, retirando el calor producido por la reacción nuclear en cadena.
    • Presionador: regula la presión del agua mediante calentamiento eléctrico y válvulas de purga.
    • Generador de vapor (o intercambiador de calor): a través de él, pero sin llegar a tocarse, el agua del circuito primario entra en contacto con la del circuito secundario, haciendo que hierva.
    • bomba: asegura la adecuada circulación de agua a través del circuito.
  • Circuito de enfriamiento secundario y obtención de electricidad: Consta de agua no radiactiva y es cerrado.
    • Generador de vapor (o intercambiador de calor): el agua se lleva a la ebullición con el calor que se retira del circuito primario. Antes de la salida el agua restante es separada del vapor, de tal forma que éste sea seco.
    • Turbina: el vapor expandido mueve la turbina, la cual está conectada al generador eléctrico. La turbina está dividida en dos partes: de alta y de baja presión. Para evitar la condensación (las gotitas de agua a alta velocidad estropearían las palas de la turbina) el vapor se recalienta entre las secciones. Para incrementar la eficiencia del proceso, el vapor de la turbina es conducido recalentado antes del desaireador y del generador de vapor.
    • Condensador: el vapor es enfriado mediante aporte de agua fría del exterior, condensándose para devolverlo al estado líquido.
    • Desaireador: retira los gases del refrigerante.
    • Bomba: las bombas de circulación están movidas mediante pequeñas turbinas de vapor, dependientes de las mismas.
  • Circuito de enfriamiento terciario: Se trata de un circuito abierto al exterior, del cual se toma agua para refrigerar el circuito secundario. El agua de este circuito proviene de un reservorio (lago, río, embalse o mar).
    • Condensador: su función es hacer que el vapor del circuito secundario se enfríe y transforme en agua líquida.
    • Bomba: una serie de bombas de agua aseguran el flujo del líquido.
    • Torres de refrigeración: para evitar que el agua vuelva demasiado caliente al medio natural se la deja enfriar en las torres de refrigeración, que emiten característicos penachos de vapor. Cada reactor VVER tiene dos torres de refrigeración, como es habitual en los diseños rusos.

Seguridad

 
Los dos VVER-440 de Loviisa (Finlandia) son los únicos de su familia que cuentan con un edificio de contención que cumple con los estándares occidentales.

Al igual que los reactores de diseño occidental, los VVER siguen la estrategia de defensa en profundidad para evitar el escape de material radioactivo. Para ello están dotados de diversas barreras de seguridad:

  • Pastillas de combustible: tanto el combustible nuclear como los residuos radiactivos generados están retenidos dentro de la estructura cristalina de las pastillas de combustible.
  • Barras de combustible: las pastillas están colocadas en tubos de zircaloy, resistentes al calor y a la alta presión.
  • Armazón del reactor: cierra herméticamente el conjunto de combustible.
  • Muro de contención: construcción de hormigón que envuelve por completo el reactor y el primer circuito. No obstante se considera que en los modelos antiguos este no es suficientemente resistente como para resistir una gran explosión interna o defender al reactor de ataques exteriores como pudiera suponer el que un avión se estrellase sobre él.

Se suele comentar que los reactores rusos son más inseguros que los occidentales, no obstante más que de inferior calidad se trata más bien de que obedecen a criterios diferentes. A pesar de eso la cultura de seguridad fue muy inferior hasta el accidente de Chernobyl. Los VVER más modernos cumplen con los mismos requisitos de seguridad que los occidentales de hoy en día.

Diferencias respecto los RBMK

Los RBMK (modelo del reactor que produjo el accidente de Chernóbil) fueron derivados de reactores usados para la producción de plutonio con fines militares, debido a ello podían —si se deseaba— usarse para producir dicho plutonio. Este hecho, unido a su bajo coste, impulsó la construcción de RBMKs en la Unión Soviética.

El accidente de Chernóbyl produjo serias dudas sobre la seguridad de los RBMK, por lo que Rusia abandonó su construcción y se centró casi en exclusiva en los VVER, considerado un modelo más seguro principalmente por dos motivos:

  • Los VVER cuentan con un edificio de contención (los RBMK no). El principal motivo de esto es debido a la gran altura de la vasija de los mismos (70 metros), esto hacía muy costoso hacer un edificio de contención en condiciones.
  • Los VVER tienen un coeficiente de vacío negativo mientras que en los RBMK sucede lo contrario (eso convierte a los RBMK en inestables).

Modelos de reactor

Existen varios modelos de reactores, cuya denominación se corresponde con la potencia generada.

Características generales

Características VVER-70 VVER-210 VVER-365 VVER-440 VVER-1000 VVER-1200
Potencia térmica (MWT) 265 760 1320 1375 3000 3300
Potencia eléctrica bruta (MWe) 70 210 365 440 1000 1170
Rendimiento (%) 26,4 27,6 27,6 32,0 33,0 35,5
Potencia eléctrica neta (MWe) 62 197 336 411 950 1085
Presión del vapor en la turbina (atm) 29,0 29,0 44,0 60,0 69'1
Presión en el circuito primario (atm) 100 105 125 160,0 165
Temperatura del agua (°С):            
     al entrar en el reactor 250 250 250 269 289 298
     al salir del reactor 260 269 275 300 324 329
Diámetro del núcleo (m) 2,88 2,88 2,88 3,12 4,25
Altura del núcleo (m) 2,50 2,50 2,50 3,50
Diámetro de las barras de combustible (mm) 10,2 9,1 9,1 9,1
Número de barras de combustible 22 90 126 126 312 163
Carga de uranio (T) 38 40 42 66 74
Enriquecimiento del uranio (%) 2,0 3,0 3,5 3,3—4,4
Máxima quema del combustible (MWT·día/kg) 13,0 27,0 28,6 40'0 70'0

VVER-440

Primera versión comercial. Inicialmente pensado para generar 500 MWe se tuvo que disminuir su potencia a 440 MWe debido a la ausencia de turbinas convenientes. Cada reactor tiene dos turbinas K-220-44 de 220 MW cada una.

Existen básicamente dos versiones de los VVER-440, la primera es la V-230 mientras que la V-213 apareció posteriormente. V-179 son los dos prototipos de Novovoronezh. Los V-270 de Armenia son V-230 modificados para zonas de elevada sismicidad. Por su parte los V-318 de Cuba son modificaciones de la versión V-213.

V-230

Principales virtudes:

  • Cada reactor tiene seis circuitos primarios de refrigeración (en contraposición con los diseños occidentales que suelen tener entre dos y cuatro).
  • La cantidad de refrigerante es muy grande en comparación con el reactor, lo que confiere más seguridad.
  • En caso de avería de un circuito de refrigeración es posible aislarlo y repararlo mientras el reactor continúa en marcha. Esto raramente se puede hacer en una central occidental.
  • Capacidad de resistir en caso de pérdida de refrigerante y energía simultáneas.
  • El generador de vapor es horizontal, lo que permite una mejor transferencia de calor.
  • La radiación que absorben los trabajadores es inferior a muchas centrales occidentales.

Principales deficiencias:

  • El muro de contención no es capaz de resistir una fuga masiva de vapor proveniente de los circuitos de refrigeración. En caso de ruptura de una de las tuberías mayores el vapor radiactivo escaparía a la atmósfera. Además, el edificio de contención es pequeño y no es completamente estanco.
  • No existe un sistema de refrigeración de emergencia.
  • Problemas de corrosión del núcleo del reactor debido a la escasa calidad de los materiales utilizados.
  • Los sensores, controles, sistemas de seguridad, equipo antiincendios y protección de la sala de control son de calidad inferior a los diseños occidentales.
  • Los materiales, proceso de construcción, operación y formación del personal están por debajo de los estándares occidentales.

V-213

 
La central nuclear de Dukovany (República Checa), con 4 VVER-440 V-213.

Principales mejoras respecto al V-230:

  • Adición de un sistema de refrigeración de emergencia y alimentación de agua auxiliar. Asimismo las bombas de refrigerante fueron mejoradas.
  • El muro de contención está hecho de hormigón armado (en lugar del hormigón sin armadura de los V-230). Incorpora, además, una torre de condensación (estructura que en caso de fuga masiva de vapor, lo condensa para aliviar la presión en el interior).
  • El núcleo del reactor está hecho de acero inoxidable.
  • Estandarización de componentes.

Los VVER-440/V-213 seguían sin cumplir los estándares occidentales en los siguientes aspectos:

  • Los sensores, controles, sistemas de seguridad, equipo antiincendios y protección de la sala de control siguen siendo de mala calidad.
  • Pese a la estandarización aún existen diferencias significativas entre reactores.
  • El muro de contención aún no tiene resistencia suficiente.
  • Los materiales, proceso de construcción, operación y formación del personal siguen estando por debajo de necesario. En gran medida dependen de la decisión del gobierno o empresa que gestiona la planta, no del fabricante.

VVER-1000

 
Edificios de los reactores de Temelin.
 
Torres de refrigeración de Temelin.

Segunda versión comercial. La principal novedad estriba en que incorpora un edificio de contención similar a las centrales de construcción occidental.

Las versiones más habituales son la V-320 y las AES-91 & AES-92.

V-320

Principales virtudes:

  • Cuenta con un muro de contención de hormigón armado pretensado que cumple con los estándares occidentales.
  • Las barras de combustible fueron rediseñadas para permitir que el refrigerante fluyera mejor.
  • Mejoras en las barras de control.
  • Mantiene bastantes de las virtudes del VVER-440, como:
    • Muchos circuitos de refrigeración (4).
    • La radiación que reciben los trabajadores es inferior a los diseños occidentales.
    • Generadores de vapor horizontales.


Principales defectos:

  • Sigue contando con sensores e instrumentación insuficientes para los estándares occidentales. En muchos casos los sistemas estándar y los de emergencia se encuentran interconectados, de tal forma que un fallo de los primeros podría conllevar el de los segundos.
  • El sistema antiincendios no se diferencia mucho de los VVER-440.
  • Los controles de calidad son insuficientes para los estándares occidentales.
  • La sala de control no está suficientemente protegida.
  • No cuenta con centro de soporte técnico para emergencias, obligatorio en muchos países occidentales tras el accidente de la Isla de Tres Millas.
  • Los procedimientos de operación y emergencia siguen siendo insuficientes para los estándares occidentales y siguen variando según cliente.

AES-91&92

Tras el accidente de Chernobyl se desarrollaron diversas versiones que incorporaban mejoras de seguridad. La primera fue la AES-88 (AES significa Central Nuclear), que no llegó a materializarse por considerarse no rentable. Posteriormente se diseñaron las versiones AES-91 y AES-92 (también conocidas como V-392), que tenían como objetivo cumplir los estándares occidentales. Ambas son similares, salvo por los siguientes hechos:

  • El núcleo del reactor es algo más grande en la AES-91.
  • Los sistemas de refrigeración y seguridad difieren notablemente, siendo superiores los de la AES-92. La AES-92 tiene un doble edificio de contención, cuenta con mecanismos de seguridad activos y el diseño se ha simplificado.
  • La AES-91 cuenta con protección contra terremotos, en especial un dispositivo que evita que el núcleo se mueva incluso en terremotos de grado 8 en la escala MSK.

Posteriores evoluciones de la V-392, encargadas por India, China e Irán, dieron lugar (respectivamente) a las V-412, V-428 y V-466.

VVER-1200

 
Lugar de construcción del primer VVER-1200, el de Novovoronezh-2-1.

Mejora del VVER-1000, con especial hincapié en la seguridad, pensado para la exportación. El núcleo del reactor es un poco más grande que el de su antecesor, lo que, permite, junto a una mayor eficiencia (en torno al 36%, frente al 31% de los VVER-1000), aumentar la producción eléctrica hasta los 1160 MW.

El VVER-1200 incorpora nuevas medidas de seguridad, como un doble muro de contención (el primero tiene 1'2 metros de espesor y el segundo 2'2 metros) que le permite resistir impactos de aviones de 20 toneladas que se muevan a 200 m/s. El reactor está también diseñado para soportar terremotos de hasta magnitud 8 en la escala MSK. La probabilidad de daños al reactor se estima en 10-6 por reactor y año. La vida operacional del reactor se ha aumentado hasta los 60 años (las versiones anteriores de los VVER se licenciaron inicialmente para 30) y se ha alargado también el tiempo necesario entre recargas de combustible. Se considera que el VVER-1200 pertenece a la III Generación + de reactores nucleares.

El coste de un VVER-1200 se estima en unos 2500 millones de dólares, si bien el fabricante confía en poder reducirlo hasta los 1400.

Existe una única versión de este reactor, la AES-2006 (V-491).

Otros modelos

 
La sala de control del VVER-70 de Rheinsberg.
  • VVER-70: Modelo experimental probado en la central de Rheinsberg (República Democrática Alemana), actualmente clausurado.
  • VVER-210 & VVER-365: Fueron modelos experimentales ensayados en la central de Novovoronezh. El VVER-210 entró en servicio en 1964, siendo el primer VVER en hacerlo. En la actualidad ambos han sido clausurados. Tras ellos vinieron los modelos comerciales VVER-440 y VVER-1000.
  • VVER-300: Desarrollado inicialmente para propulsión naval y también para equipar centrales nucleares flotantes. Tiene una vida útil estimada de 60 años y actualmente se pretende construir sólo en tierra firme. La primera unidad se planea construir en Kazajistán.
  • VVER-640: Adaptación del VVER-1000 que se hizo tras el accidente de Chernobyl con mejoras de seguridad. Se inició la construcción de una unidad cerca de San Petersburgo, cancelada posteriormente por falta de fondos. Actualmente no está previsto que se construyan reactores de este tipo.
  • VVER-1500 o VVER-1800: Modelo que iba a sustituir al VVER-1000. Fue descartado porque, al ser un modelo completamente nuevo, su desarrollo tenía un coste elevado. En su lugar se desarrolló el VVER-1200. Es posible, sin embargo, que este modelo termine construyéndose a largo plazo.

Acceso a la Unión Europea

Los primeros VVERs que entraron en la Unión Europea fueron los de la República Democrática Alemana, cuando esta desapareció y quedó integrada dentro de la República Federal Alemana. El gobierno de la Alemania reunificada decidió cerrar todos los reactores existentes en la antigua R.D.A. En esta decisión tuvo gran importancia el escaso tiempo transcurrido desde el accidente de Chernobyl.

Finlandia fue el segundo país que entró en la Unión Europea con VVERs. En su caso, debido a que las medidas de seguridad eran en gran medida occidentales, no se pusieron trabas.

Más polémicos fueron los ingresos de Bulgaria, Eslovaquia, Hungría y República Checa. En su caso se decidió que se permitirían, tras recibir mejoras, los VVER-440/V-213 y los VVER-1000/V-320 pero que los VVER-440/V-230 tendrían que cerrarse. La decisión perjudicaba a Eslovaquia (que debía cerrar dos reactores que acababan de recibir importantes mejoras de seguridad) y, sobre todo, a Bulgaria, obligada a clausurar cuatro reactores y donde la medida recibió severas críticas.[1]

Lista de reactores

Alemania  [2][3][4]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Greifswald-1 VVER-440/V-230 Clausurado 1970 1974 1990 Todos los VVER alemanes fueron construidos en la antigua R.D.A. y clausurados/cancelados tras la reunificación.
Greifswald-2 VVER-440/V-230 Clausurado 1970 1975 1990
Greifswald-3 VVER-440/V-230 Clausurado 1973 1978 1990
Greifswald-4 VVER-440/V-230 Clausurado 1972 1979 1990
Greifswald-5 VVER-440/V-213 Clausurado 1976 1989 1989
Greifswald-6 VVER-440/V-213 Cancelado 1976 1989 El reactor se llegó a construir pero nunca entró en operación.
Greifswald-7 VVER-440/V-213 Cancelado 1976 1990
Greifswald-8 VVER-440/V-213 Cancelado 1978 1990
Rheinsberg VVER-70 Clausurado 1956 1966 1990 Único VVER-70.Cerrado por problemas de seguridadad.
Stendal-1 VVER-1000/V-320 Cancelado 1983 1990 El reactor estaba construido en un 85%.
Stendal-2 VVER-1000/V-320 Cancelado 1983 1990 El reactor estaba construido en un 15%.
Stendal-3 VVER-1000/V-320 Cancelado No se llegó a iniciar la construcción.
Stendal-4 VVER-1000/V-320 Cancelado No se llegó a iniciar la construcción.
Armenia  [5][6][7]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Armenia-1 VVER-440/V-270 Clausurado 1973 1979 1989 La central también recibe el nombre de "Metsamor". Cerrado tras el terremoto de Armenia.
Armenia-2 VVER-440/V-270 Operando 1975 1980 (2016) Cerrado en 1989 tras el terremoto de Armenia, reabierto en 1995.
Armenia-3 VVER-440/V-270 Cancelado No se llegó a iniciar la construcción.
Armenia-4 VVER-440/V-270 Cancelado No se llegó a iniciar la construcción.
Bielorrusia  [8][9]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
(Minsk-1) VVER-1000 Cancelado 1988 La construcción estaba iniciada.
Astravets-1 VVER-1200 (AES-2006) Cargando combustible 8 de noviembre de 2013 2021
Astravets-2 VVER-1200 (AES-2006) En construcción 27 de abril de 2014 2022
Bulgaria  [10][11]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Belene-1 VVER-1000/AES-92 En construcción 1980 (2014) Cancelado en 1991 (V-320), construcción retomada en 2008.
Belene-2 VVER-1000/AES-92 Proyecto 1987 (2014) Cancelado en 1991 (V-320). Se prevé que se reinicie la construcción en el 2010.
Kozloduy-1 VVER-440/V-230 Clausurado 1970 1974 2002 Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Kozloduy-2 VVER-440/V-230 Clausurado 1970 1975 2002 Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Kozloduy-3 VVER-440/V-230 Clausurado 1973 1980 2006 Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Kozloduy-4 VVER-440/V-230 Clausurado 1973 1982 2006 Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Kozloduy-5 VVER-1000/V-320 Operando 1980 1987
Kozloduy-6 VVER-1000/V-320 Operando 1982 1991
China  [12][13]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Tianwan-1 VVER-1000/AES-91 Operando 1999 2006
Tianwan-2 VVER-1000/AES-91 Operando 2000 2007
Tianwan-2-1 VVER-1000/AES-91 Proyecto (2009)
Tianwan-2-2 VVER-1000/AES-91 Proyecto (2009)
Tianwan-3-1 VVER-1000/AES-91 Proyecto
Tianwan-3-2 VVER-1000/AES-91 Proyecto
Tianwan-3-3 VVER-1000/AES-91 Proyecto
Tianwan-3-4 VVER-1000/AES-91 Proyecto
Cuba  [14][15]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Juraguá-1 VVER-440/V-318 Cancelado 1983 1992 El reactor estaba completado en un 75%.
Juraguá-2 VVER-440/V-318 Cancelado 1985 1992
Juraguá-3 VVER-440/V-318 Cancelado 1992 No se llegó a iniciar la construcción.
Juraguá-4 VVER-440/V-318 Cancelado 1992 No se llegó a iniciar la construcción.
Eslovaquia  [16][17]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Bohunice-V2-1 VVER-440/V-230 Clausurado 1972 1978 2006 Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Bohunice-V2-2 VVER-440/V-230 Clausurado 1972 1980 2008 Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Bohunice-V2-3 VVER-440/V-213 Operando 1976 1984 (2025)
Bohunice-V2-4 VVER-440/V-213 Operando 1976 1985 (2025)
Mochovce-1 VVER-440/V-213 Operando 1983 1998
Mochovce-2 VVER-440/V-213 Operando 1983 1999
Mochovce-3 VVER-440/V-213 En construcción 1986 (2012) Construcción detenida en los años 90, retomada en 2008. El edificio de contención cumplirá con los estándares occidentales.
Mochovce-4 VVER-440/V-213 En construcción 1986 (2013) Construcción detenida en los años 90, retomada en 2008. El edificio de contención cumplirá con los estándares occidentales.
Finlandia  [18][19]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Loviisa-1 VVER-440/V-213 Operando 1971 1977 (2027) La sala de control y el edificio de contención son de construcción occidental.
Loviisa-2 VVER-440/V-213 Operando 1972 1980 (2030) La sala de control y el edificio de contención son de construcción occidental.
Hungría  [20][21]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Paks-1 VVER-440/V-213 Operando 1968 1982 Construcción iniciada en 1968 como V-230, suspendida en 1970. Retomada en 1974 como V-213.
Paks-2 VVER-440/V-213 Operando 1968 1984 Construcción iniciada en 1968 como V-230, suspendida en 1970. Retomada en 1974 como V-213.
Paks-3 VVER-440/V-213 Operando 1979 1986
Paks-4 VVER-440/V-213 Operando 1979 1987
Paks-5 VVER-1000/V-320 Cancelado 1989[22]
Paks-6 VVER-1000/V-320 Cancelado 1989
India  [23][24]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Kundamkulam-1 VVER-1000/V-392 En pruebas de criticidad 2002 (2009)
Kundamkulam-2 VVER-1000/V-392 En pruebas de criticidad 2002 (2010)
Kundamkulam-3 En Construcción 2011 2018
Kundamkulam-4 En Construcción 2015 2020
Kundamkulam-5 Por determinar Proyecto
Kundamkulam-6 Por determinar Proyecto
Irán  [25][26]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Bushehr-1 VVER-1000/V-446 En operación 1975 2011 Reactor construido inicialmente por Siemens, cancelado en 1979. Construcción reiniciada en el año 1997 por la firma rusa Rosatom, concluida en el 2005, el reactor fue reconvertido a una unidad del modelo VVER-1000. La central fue conectada a la red eléctrica iraní en el año 2011, lo que causó airadas reacciones internacionales.[27]
Bushehr-2 VVER-1000/V-446 En Construcción. 2011 2018-2019 Pese a las severas sanciones occidentales, el proyecto se prevé sea concluido en el año 2018.[27][28]
Bushehr-3 VVER-1000/V-446 Proyecto (2012)
Bushehr-4 VVER-1000/V-446 Cancelado
Kazajistán  [29]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
VVER-300 Proyecto (2011) (2016) Se pretende construir en la provincia de Mangystau.
VVER-300 Proyecto (2012) (2017) Se pretende construir en la provincia de Mangystau.
VVER-600 Proyecto El estudio de viabilidad se presentará en 2009. Se pretende construir a orillas del Mar Caspio o del Lago Baljash.
VVER-600 Proyecto El estudio de viabilidad se presentará en 2009. Se pretende construir a orillas del Mar Caspio o del Lago Baljash.
Marruecos  [8]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Sidi Boulbra-1 Por determinar Proyecto (2016-7)
Polonia  [8][30][31]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Żarnowiec-1 VVER-440 Cancelado 1982 1989 Algunos equipos de Żarnowiec 1&2 acabaron vendiéndose a las centrales de Loviisa y Paks
Żarnowiec-2 VVER-440 Cancelado 1989
Żarnowiec-3 VVER-440 Cancelado 1989 No se llegó a iniciar la construcción
Żarnowiec-4 VVER-440 Cancelado 1989 No se llegó a iniciar la construcción
Warta Cancelado No se llegó a iniciar la construcción. Número de reactores indefinido.
República Checa  [32][33][34]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Dukovany-1 VVER-440/V-213 Operando 1978 1985 La mayor parte de los componentes de las centrales checas son de manufactura nacional.
Dukovany-2 VVER-440/V-213 Operando 1978 1986
Dukovany-3 VVER-440/V-213 Operando 1978 1986
Dukovany-4 VVER-440/V-213 Operando 1978 1987
Temelin-1 VVER-1000/V-320 Operando 1982 2000 La construcción de Temelin quedó suspendida unos años. Temelin 1&2 incorporan sistemas de seguridad occidentales provistos por Westinghouse.
Temelin-2 VVER-1000/V-320 Operando 1982 2002
Temelin-3 VVER-1000/V-320 Cancelado 1990 Está de nuevo en proyecto construir Temelin 3&4. Entre los candidatos están los VVER-1000 AES-92.[35]
Temelin-4 VVER-1000/V-320 Cancelado 1990
Rusia  [36][37]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Balakovo-1 VVER-1000/V-320 Operando 1980 1985 (2015)
Balakovo-2 VVER-1000/V-320 Operando 1981 1987 (2017)
Balakovo-3 VVER-1000/V-320 Operando 1982 1988 (2018)
Balakovo-4 VVER-1000/V-320 Operando 1984 1993 (2023)
Balakovo-5 Cancelado 2006
Balakovo-6 Cancelado 2006
Kalinin-1 VVER-1000/V-338 Operando 1977 1984 (2014)
Kalinin-2 VVER-1000/V-338 Operando 1982 1986 (2016)
Kalinin-3 VVER-1000/V-320 Operando 1985 2004 (2034)
Kalinin-4 VVER-1000/V-320 En construcción 1986 (2011) Construcción detenida unos años, retomada el 2007.[38]
Kaliningrado-1 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2010) (2015) La central también recibe el nombre de "Báltica".
Kaliningrado-2 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2016)
Kola-1 VVER-440/V-230 Operando 1970 1973 (2018)
Kola-2 VVER-440/V-230 Operando 1970 1974 (2019)
Kola-3 VVER-440/V-213 Operando 1977 1981 (2011) Probablemente reciba licencia para 15 años más.
Kola-4 VVER-440/V-213 Operando 1976 1984 (2014) Probablemente reciba licencia para 15 años más.
Kola-2-1 VVER-300 Proyecto[39] (2017) La central de Kola-2 sustituirá a la central de Kola.
Kola-2-2 VVER-300 Proyecto (2017)
Kola-2-3 VVER-300 Proyecto (2019)
Kola-2-4 VVER-300 Proyecto (2019)
Leningrado-2-1 VVER-640/V-407 Cancelado 1990 Único VVER-640, la construcción llegó a iniciarse.
Leningrado-2-1 VVER-1200/AES-2006 En construcción 2008 (2013) Está previsto que la central de Leningrado-2 sustituya a la de Leningrado, que cuenta exclusivamente con reactores del modelo RBMK.
Leningrado-2-2 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2010) (2014)
Leningrado-2-3 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2015)
Leningrado-2-4 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2016)
Nizhegorod-1 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2016)
Nizhegorod-2 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2018)
Nizhegorod-3 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2019)
Nizhegorod-4 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2020)
Novovoronezh-1 VVER-210 Clausurado 1957 1964 1988 Primera y única equipada con el modelo VVER-210. Todos los reactores de Novovoronezh son prototipos.
Novovoronezh-2 VVER-365 Clausurado 1964 1969 1990 Único VVER-365.
Novovoronezh-3 VVER-440/V-179 Clausurado 1967 1971 25 de diciembre de 2016 Primer VVER-440.
Novovoronezh-4 VVER-440/V-179 Operando 1967 28 de diciembre de 1972 (2017) Potencia Instalada: 417 MWe.
Novovoronezh-5 VVER-1000/V-187 Operando 1974 31 de mayo de 1980 (2010) Primer VVER-1000. Potencia Instalada: 1000 MWe.
Novovoronezh-6 VVER-1200/AES-2006 Operando 2008 5 de agosto de 2016 Primer VVER-1200. Potencia Instalada: 1180 MWe.
Novovoronezh-7 VVER-1200/AES-2006 Operando 2009 1 de mayo de 2019 Potencia Instalada: 1150 MWe.
Novovoronezh-8 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2017)
Novovoronezh-9 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2019)
Primorsk-1 VVER-300[40] Proyecto (2020)
Primorsk-2 VVER-300 Proyecto (2020)
Seversk-1 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2010) (2015)
Seversk-2 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2017)
Sur Ural-1 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2016)
Sur Ural-2 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2018)
Sur Ural-3 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2019)
Sur Ural-4 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2020)
Tsentral-1 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2017)
Tsentral-2 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2019)
Tsentral-3 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2019)
Tsentral-4 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2020)
Tver-1 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2015)
Tver-2 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2017)
Tver-3 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2019)
Tver-4 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2020)
Volgodonsk-1 VVER-1000/V-320 Operando 1981 2001 (2030) La central también recibe el nombre de "Rostov".
Volgodonsk-2 VVER-1000/V-320 En construcción 1983 (2009) Construcción detenida unos años, retomada el 2007.[41]
Volgodonsk-3 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2009) (2013)
Volgodonsk-4 VVER-1200/AES-2006 Proyecto (2014)
Turquía  [8][42]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Akkuyu-1 VVER-1200/AES-2006 Proyecto
Akkuyu-2 VVER-1200/AES-2006 Proyecto
Akkuyu-3 VVER-1200/AES-2006 Proyecto
Akkuyu-4 VVER-1200/AES-2006 Proyecto
Ucrania  [43][44]
Reactor Modelo Estado Inicio construcción Cancelación Inicio operación Clausura Observaciones
Khmelnitski-1 VVER-1000/V-320 Operando 1981 1987 (2032)
Khmelnitski-2 VVER-1000/V-320 Operando 1985 2004 (2050)
Khmelnitski-3 VVER-1000/V-392 Proyecto 1986 (2016) Inicialmente construido como V-320, cancelado en 1990 cuando estaba completado en un 75%. Se prevé que su construcción se reinicie en 2012 como V-392.
Khmelnitski-4 VVER-1000/V-392 Proyecto 1987 (2017) Inicialmente construido como V-320, cancelado en 1990 cuando estaba completado en un 28%. Se prevé que su construcción se reinicie en 2011 como V392.
Rovno-1 VVER-440/V-213 Operando 1973 1980 (2026)
Rovno-2 VVER-440/V-213 Operando 1973 1981 (2027)
Rovno-3 VVER-1000/V-320 Operando 1980 1986 (2032)
Rovno-4 VVER-1000/V-320 Operando 1986 2004 (2050) Construcción detenida en 1990.
Rovno-5 VVER-1000/V-320 Cancelado[45] 1990 Las obras del reactor estaban terminadas hasta un 75%.[46]
Rovno-6 VVER-1000/V-320 Cancelado
Sur Ucrania-1 VVER-1000/V-302 Operando 1977 1983 (2027)
Sur Ucrania-2 VVER-1000/V-338 Operando 1979 1985 (2030)
Sur Ucrania-3 VVER-1000/V-320 Operando 1985 1989 (2034)
Sur Ucrania-4 VVER-1000/V-320 Cancelado 1987 1989
Zaporozhe-1 VVER-1000/V-320 Operando 1980 1984 (2030) Es hasta ahora la mayor central nuclear de Europa y la tercera a nivel mundial.
Zaporozhe-2 VVER-1000/V-320 Operando 1981 1985 (2031)
Zaporozhe-3 VVER-1000/V-320 Operando 1982 1986 (2032)
Zaporozhe-4 VVER-1000/V-320 Operando 1983 1987 (2033)
Zaporozhe-5 VVER-1000/V-320 Operando 1985 1989 (2034)
Zaporozhe-6 VVER-1000/V-320 Operando 1986 2005 (2041) Construcción interrumpida en 1990.

Véase también

Referencias

  1. . Archivado desde el original el 20 de febrero de 2009. Consultado el 10 de febrero de 2009. 
  2. [1]
  3. [2]
  4. . Archivado desde el original el 22 de abril de 2009. Consultado el 3 de marzo de 2009. 
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  25. Russia to Build Bushehr-2 Nuclear Power Plant in Iran (en inglés)
  26. Rosatom to build 2 units at Bushehr nuclear power plant (en inglés) (enlace roto disponible en Internet Archive; véase el historial, la primera versión y la última).
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  29. [27] (enlace roto disponible en Internet Archive; véase el historial, la primera versión y la última).
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  42. [41]

Enlaces externos

  • «VVER-1200 Reactor» (en inglés).  - on AEM official pdf(en inglés)
    • VVER 1200 Construction - on AEM Official YouTube Channel(en inglés)
  • Energía Atómica en Rusia, World Nuclear Association (en inglés)
  • Energía Atómica en Rusia en el 2007, Agencia Internacional de la Energía Atómica (en inglés)
  • Desarrollo de la serie de reactores VVER-1200 para grandes centrales de la serie NPP (NPP-2006), por Atomstroyexport (en ruso) - (en inglés) (enlace roto disponible en Internet Archive; véase el historial, la primera versión y la última).
  • Listado actualizado de reactores de la Agencia Internacional de la Energía Atómica (en inglés)
  •   Datos: Q35957
  •   Multimedia: VVER

vver, siglas, wwer, hacen, referencia, reactor, nuclear, agua, presurizada, siglas, inglés, desarrollados, antigua, unión, soviética, actual, rusia, transcripción, acrónimo, ruso, ВВЭР, Водо, водяной, энергетический, реактор, reactor, energético, agua, agua, d. Las siglas VVER o WWER hacen referencia a un reactor nuclear de agua presurizada PWR por sus siglas en ingles desarrollados en la antigua Union Sovietica y la actual Rusia VVER es la transcripcion del acronimo ruso VVER Vodo vodyanoj energeticheskij reaktor Reactor Energetico de Agua Agua Dicho nombre se deriva del hecho de que el agua funciona tanto como refrigerante como moderador de neutrones Esquema de un reactor VVER 1000 1 barras de control2 cubierta del reactor3 chasis del reactor4 tuberias de entrada y salida5 nucleo del reactor6 zona activa del reactor7 barras de combustible Los VVER han sido disenados por el Instituto Kurchatov y el OKB Gidopress mientras que la construccion corre a cargo de Izhorsky Zavod y Atomeiegoproekt De su exportacion se encarga Atomstroyexport Los VVER tienen un coeficiente de vacio negativo que convierte al reactor en intrinsecamente seguro en el caso de perder refrigerante el efecto moderador tambien disminuye lo cual produce una disminucion de potencia que compensa la perdida de refrigerante El combustible oxido de uranio U2O esta ligeramente enriquecido alrededor del 2 4 4 4 de U 235 compactado en pastillas y ensamblado en las barras de combustible Estas barras de combustible se sumergen totalmente en agua la cual se mantiene bajo elevada presion de modo que no pueda hervir Todo el reactor esta ensamblado en una armazon a presion de acero macizo Existen VVER en funcionamiento o construccion en Armenia Bulgaria China Eslovaquia Finlandia Hungria India Iran la Republica Checa Rusia y Ucrania Las armadas sovietica y rusa adaptaron reactores PWR para sus submarinos y barcos de superficie si bien no reciben de nombre VVER Vista general de la central nuclear de Temelin Republica Checa con 2 VVER 1000 V 320 Indice 1 Aspectos generales 1 1 Control de la reaccion 1 2 Refrigeracion 1 3 Seguridad 2 Diferencias respecto los RBMK 3 Modelos de reactor 3 1 Caracteristicas generales 3 2 VVER 440 3 2 1 V 230 3 2 2 V 213 3 3 VVER 1000 3 3 1 V 320 3 3 2 AES 91 amp 92 3 4 VVER 1200 3 5 Otros modelos 4 Acceso a la Union Europea 5 Lista de reactores 6 Vease tambien 7 Referencias 8 Enlaces externosAspectos generales EditarControl de la reaccion Editar La intensidad de la reaccion nuclear esta controlada por barras de control que pueden ser introducidas en el reactor desde la parte superior Estas barras estan hechas de un material que absorbe los neutrones y al introducirse obstaculizan la reaccion en cadena En caso de emergencia se activa el SCRAM para que estas barras de control se inserten totalmente en el nucleo deteniendo asi la reaccion Refrigeracion Editar Esquema de un PWR 1 Edificio del reactor 2 Torre de refrigeracion 3 Reactor 4 Barras de control 5 Presionador 6 Generador de vapor 7 Combustible 8 Turbina 9 Generador 10 Transformador 11 Condensador 12 Vapor de agua rojo 13 Agua caliente azul oscuro 14 Aire 15 Aire humedo 16 Rio lago o mar 17 Circuito de refrigeracion 18 Circuito primario 19 Circuito secundario 20 Columnas de agua condensada Los VVERs constan de tres circuitos de refrigeracion primario secundario y terciario Por seguridad los componentes son redundantes Circuito de enfriamiento primario Como se ha indicado el agua en este circuito se mantiene a presion elevada para evitar que hierva Debido a que esta agua se vuelve radiactiva no debe entrar en contacto con el exterior En este circuito se pueden distinguir cuatro modulos diferentes Reactor el agua fluye a traves de las fundas de las barras de combustible retirando el calor producido por la reaccion nuclear en cadena Presionador regula la presion del agua mediante calentamiento electrico y valvulas de purga Generador de vapor o intercambiador de calor a traves de el pero sin llegar a tocarse el agua del circuito primario entra en contacto con la del circuito secundario haciendo que hierva bomba asegura la adecuada circulacion de agua a traves del circuito Circuito de enfriamiento secundario y obtencion de electricidad Consta de agua no radiactiva y es cerrado Generador de vapor o intercambiador de calor el agua se lleva a la ebullicion con el calor que se retira del circuito primario Antes de la salida el agua restante es separada del vapor de tal forma que este sea seco Turbina el vapor expandido mueve la turbina la cual esta conectada al generador electrico La turbina esta dividida en dos partes de alta y de baja presion Para evitar la condensacion las gotitas de agua a alta velocidad estropearian las palas de la turbina el vapor se recalienta entre las secciones Para incrementar la eficiencia del proceso el vapor de la turbina es conducido recalentado antes del desaireador y del generador de vapor Condensador el vapor es enfriado mediante aporte de agua fria del exterior condensandose para devolverlo al estado liquido Desaireador retira los gases del refrigerante Bomba las bombas de circulacion estan movidas mediante pequenas turbinas de vapor dependientes de las mismas Circuito de enfriamiento terciario Se trata de un circuito abierto al exterior del cual se toma agua para refrigerar el circuito secundario El agua de este circuito proviene de un reservorio lago rio embalse o mar Condensador su funcion es hacer que el vapor del circuito secundario se enfrie y transforme en agua liquida Bomba una serie de bombas de agua aseguran el flujo del liquido Torres de refrigeracion para evitar que el agua vuelva demasiado caliente al medio natural se la deja enfriar en las torres de refrigeracion que emiten caracteristicos penachos de vapor Cada reactor VVER tiene dos torres de refrigeracion como es habitual en los disenos rusos Seguridad Editar Los dos VVER 440 de Loviisa Finlandia son los unicos de su familia que cuentan con un edificio de contencion que cumple con los estandares occidentales Al igual que los reactores de diseno occidental los VVER siguen la estrategia de defensa en profundidad para evitar el escape de material radioactivo Para ello estan dotados de diversas barreras de seguridad Pastillas de combustible tanto el combustible nuclear como los residuos radiactivos generados estan retenidos dentro de la estructura cristalina de las pastillas de combustible Barras de combustible las pastillas estan colocadas en tubos de zircaloy resistentes al calor y a la alta presion Armazon del reactor cierra hermeticamente el conjunto de combustible Muro de contencion construccion de hormigon que envuelve por completo el reactor y el primer circuito No obstante se considera que en los modelos antiguos este no es suficientemente resistente como para resistir una gran explosion interna o defender al reactor de ataques exteriores como pudiera suponer el que un avion se estrellase sobre el Se suele comentar que los reactores rusos son mas inseguros que los occidentales no obstante mas que de inferior calidad se trata mas bien de que obedecen a criterios diferentes A pesar de eso la cultura de seguridad fue muy inferior hasta el accidente de Chernobyl Los VVER mas modernos cumplen con los mismos requisitos de seguridad que los occidentales de hoy en dia Diferencias respecto los RBMK EditarLos RBMK modelo del reactor que produjo el accidente de Chernobil fueron derivados de reactores usados para la produccion de plutonio con fines militares debido a ello podian si se deseaba usarse para producir dicho plutonio Este hecho unido a su bajo coste impulso la construccion de RBMKs en la Union Sovietica El accidente de Chernobyl produjo serias dudas sobre la seguridad de los RBMK por lo que Rusia abandono su construccion y se centro casi en exclusiva en los VVER considerado un modelo mas seguro principalmente por dos motivos Los VVER cuentan con un edificio de contencion los RBMK no El principal motivo de esto es debido a la gran altura de la vasija de los mismos 70 metros esto hacia muy costoso hacer un edificio de contencion en condiciones Los VVER tienen un coeficiente de vacio negativo mientras que en los RBMK sucede lo contrario eso convierte a los RBMK en inestables Modelos de reactor EditarExisten varios modelos de reactores cuya denominacion se corresponde con la potencia generada Caracteristicas generales Editar Caracteristicas VVER 70 VVER 210 VVER 365 VVER 440 VVER 1000 VVER 1200Potencia termica MWT 265 760 1320 1375 3000 3300Potencia electrica bruta MWe 70 210 365 440 1000 1170Rendimiento 26 4 27 6 27 6 32 0 33 0 35 5Potencia electrica neta MWe 62 197 336 411 950 1085Presion del vapor en la turbina atm 29 0 29 0 44 0 60 0 69 1Presion en el circuito primario atm 100 105 125 160 0 165Temperatura del agua S al entrar en el reactor 250 250 250 269 289 298 al salir del reactor 260 269 275 300 324 329Diametro del nucleo m 2 88 2 88 2 88 3 12 4 25Altura del nucleo m 2 50 2 50 2 50 3 50Diametro de las barras de combustible mm 10 2 9 1 9 1 9 1Numero de barras de combustible 22 90 126 126 312 163Carga de uranio T 38 40 42 66 74Enriquecimiento del uranio 2 0 3 0 3 5 3 3 4 4Maxima quema del combustible MWT dia kg 13 0 27 0 28 6 40 0 70 0VVER 440 Editar Primera version comercial Inicialmente pensado para generar 500 MWe se tuvo que disminuir su potencia a 440 MWe debido a la ausencia de turbinas convenientes Cada reactor tiene dos turbinas K 220 44 de 220 MW cada una Existen basicamente dos versiones de los VVER 440 la primera es la V 230 mientras que la V 213 aparecio posteriormente V 179 son los dos prototipos de Novovoronezh Los V 270 de Armenia son V 230 modificados para zonas de elevada sismicidad Por su parte los V 318 de Cuba son modificaciones de la version V 213 V 230 Editar Principales virtudes Cada reactor tiene seis circuitos primarios de refrigeracion en contraposicion con los disenos occidentales que suelen tener entre dos y cuatro La cantidad de refrigerante es muy grande en comparacion con el reactor lo que confiere mas seguridad En caso de averia de un circuito de refrigeracion es posible aislarlo y repararlo mientras el reactor continua en marcha Esto raramente se puede hacer en una central occidental Capacidad de resistir en caso de perdida de refrigerante y energia simultaneas El generador de vapor es horizontal lo que permite una mejor transferencia de calor La radiacion que absorben los trabajadores es inferior a muchas centrales occidentales Principales deficiencias El muro de contencion no es capaz de resistir una fuga masiva de vapor proveniente de los circuitos de refrigeracion En caso de ruptura de una de las tuberias mayores el vapor radiactivo escaparia a la atmosfera Ademas el edificio de contencion es pequeno y no es completamente estanco No existe un sistema de refrigeracion de emergencia Problemas de corrosion del nucleo del reactor debido a la escasa calidad de los materiales utilizados Los sensores controles sistemas de seguridad equipo antiincendios y proteccion de la sala de control son de calidad inferior a los disenos occidentales Los materiales proceso de construccion operacion y formacion del personal estan por debajo de los estandares occidentales V 213 Editar La central nuclear de Dukovany Republica Checa con 4 VVER 440 V 213 Principales mejoras respecto al V 230 Adicion de un sistema de refrigeracion de emergencia y alimentacion de agua auxiliar Asimismo las bombas de refrigerante fueron mejoradas El muro de contencion esta hecho de hormigon armado en lugar del hormigon sin armadura de los V 230 Incorpora ademas una torre de condensacion estructura que en caso de fuga masiva de vapor lo condensa para aliviar la presion en el interior El nucleo del reactor esta hecho de acero inoxidable Estandarizacion de componentes Los VVER 440 V 213 seguian sin cumplir los estandares occidentales en los siguientes aspectos Los sensores controles sistemas de seguridad equipo antiincendios y proteccion de la sala de control siguen siendo de mala calidad Pese a la estandarizacion aun existen diferencias significativas entre reactores El muro de contencion aun no tiene resistencia suficiente Los materiales proceso de construccion operacion y formacion del personal siguen estando por debajo de necesario En gran medida dependen de la decision del gobierno o empresa que gestiona la planta no del fabricante VVER 1000 Editar Edificios de los reactores de Temelin Torres de refrigeracion de Temelin Segunda version comercial La principal novedad estriba en que incorpora un edificio de contencion similar a las centrales de construccion occidental Las versiones mas habituales son la V 320 y las AES 91 amp AES 92 V 320 Editar Principales virtudes Cuenta con un muro de contencion de hormigon armado pretensado que cumple con los estandares occidentales Las barras de combustible fueron redisenadas para permitir que el refrigerante fluyera mejor Mejoras en las barras de control Mantiene bastantes de las virtudes del VVER 440 como Muchos circuitos de refrigeracion 4 La radiacion que reciben los trabajadores es inferior a los disenos occidentales Generadores de vapor horizontales Principales defectos Sigue contando con sensores e instrumentacion insuficientes para los estandares occidentales En muchos casos los sistemas estandar y los de emergencia se encuentran interconectados de tal forma que un fallo de los primeros podria conllevar el de los segundos El sistema antiincendios no se diferencia mucho de los VVER 440 Los controles de calidad son insuficientes para los estandares occidentales La sala de control no esta suficientemente protegida No cuenta con centro de soporte tecnico para emergencias obligatorio en muchos paises occidentales tras el accidente de la Isla de Tres Millas Los procedimientos de operacion y emergencia siguen siendo insuficientes para los estandares occidentales y siguen variando segun cliente AES 91 amp 92 Editar Tras el accidente de Chernobyl se desarrollaron diversas versiones que incorporaban mejoras de seguridad La primera fue la AES 88 AES significa Central Nuclear que no llego a materializarse por considerarse no rentable Posteriormente se disenaron las versiones AES 91 y AES 92 tambien conocidas como V 392 que tenian como objetivo cumplir los estandares occidentales Ambas son similares salvo por los siguientes hechos El nucleo del reactor es algo mas grande en la AES 91 Los sistemas de refrigeracion y seguridad difieren notablemente siendo superiores los de la AES 92 La AES 92 tiene un doble edificio de contencion cuenta con mecanismos de seguridad activos y el diseno se ha simplificado La AES 91 cuenta con proteccion contra terremotos en especial un dispositivo que evita que el nucleo se mueva incluso en terremotos de grado 8 en la escala MSK Posteriores evoluciones de la V 392 encargadas por India China e Iran dieron lugar respectivamente a las V 412 V 428 y V 466 VVER 1200 Editar Lugar de construccion del primer VVER 1200 el de Novovoronezh 2 1 Mejora del VVER 1000 con especial hincapie en la seguridad pensado para la exportacion El nucleo del reactor es un poco mas grande que el de su antecesor lo que permite junto a una mayor eficiencia en torno al 36 frente al 31 de los VVER 1000 aumentar la produccion electrica hasta los 1160 MW El VVER 1200 incorpora nuevas medidas de seguridad como un doble muro de contencion el primero tiene 1 2 metros de espesor y el segundo 2 2 metros que le permite resistir impactos de aviones de 20 toneladas que se muevan a 200 m s El reactor esta tambien disenado para soportar terremotos de hasta magnitud 8 en la escala MSK La probabilidad de danos al reactor se estima en 10 6 por reactor y ano La vida operacional del reactor se ha aumentado hasta los 60 anos las versiones anteriores de los VVER se licenciaron inicialmente para 30 y se ha alargado tambien el tiempo necesario entre recargas de combustible Se considera que el VVER 1200 pertenece a la III Generacion de reactores nucleares El coste de un VVER 1200 se estima en unos 2500 millones de dolares si bien el fabricante confia en poder reducirlo hasta los 1400 Existe una unica version de este reactor la AES 2006 V 491 Otros modelos Editar La sala de control del VVER 70 de Rheinsberg VVER 70 Modelo experimental probado en la central de Rheinsberg Republica Democratica Alemana actualmente clausurado VVER 210 amp VVER 365 Fueron modelos experimentales ensayados en la central de Novovoronezh El VVER 210 entro en servicio en 1964 siendo el primer VVER en hacerlo En la actualidad ambos han sido clausurados Tras ellos vinieron los modelos comerciales VVER 440 y VVER 1000 VVER 300 Desarrollado inicialmente para propulsion naval y tambien para equipar centrales nucleares flotantes Tiene una vida util estimada de 60 anos y actualmente se pretende construir solo en tierra firme La primera unidad se planea construir en Kazajistan VVER 640 Adaptacion del VVER 1000 que se hizo tras el accidente de Chernobyl con mejoras de seguridad Se inicio la construccion de una unidad cerca de San Petersburgo cancelada posteriormente por falta de fondos Actualmente no esta previsto que se construyan reactores de este tipo VVER 1500 o VVER 1800 Modelo que iba a sustituir al VVER 1000 Fue descartado porque al ser un modelo completamente nuevo su desarrollo tenia un coste elevado En su lugar se desarrollo el VVER 1200 Es posible sin embargo que este modelo termine construyendose a largo plazo Acceso a la Union Europea EditarLos primeros VVERs que entraron en la Union Europea fueron los de la Republica Democratica Alemana cuando esta desaparecio y quedo integrada dentro de la Republica Federal Alemana El gobierno de la Alemania reunificada decidio cerrar todos los reactores existentes en la antigua R D A En esta decision tuvo gran importancia el escaso tiempo transcurrido desde el accidente de Chernobyl Finlandia fue el segundo pais que entro en la Union Europea con VVERs En su caso debido a que las medidas de seguridad eran en gran medida occidentales no se pusieron trabas Mas polemicos fueron los ingresos de Bulgaria Eslovaquia Hungria y Republica Checa En su caso se decidio que se permitirian tras recibir mejoras los VVER 440 V 213 y los VVER 1000 V 320 pero que los VVER 440 V 230 tendrian que cerrarse La decision perjudicaba a Eslovaquia que debia cerrar dos reactores que acababan de recibir importantes mejoras de seguridad y sobre todo a Bulgaria obligada a clausurar cuatro reactores y donde la medida recibio severas criticas 1 Lista de reactores EditarAlemania 2 3 4 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesGreifswald 1 VVER 440 V 230 Clausurado 1970 1974 1990 Todos los VVER alemanes fueron construidos en la antigua R D A y clausurados cancelados tras la reunificacion Greifswald 2 VVER 440 V 230 Clausurado 1970 1975 1990Greifswald 3 VVER 440 V 230 Clausurado 1973 1978 1990Greifswald 4 VVER 440 V 230 Clausurado 1972 1979 1990Greifswald 5 VVER 440 V 213 Clausurado 1976 1989 1989Greifswald 6 VVER 440 V 213 Cancelado 1976 1989 El reactor se llego a construir pero nunca entro en operacion Greifswald 7 VVER 440 V 213 Cancelado 1976 1990Greifswald 8 VVER 440 V 213 Cancelado 1978 1990Rheinsberg VVER 70 Clausurado 1956 1966 1990 Unico VVER 70 Cerrado por problemas de seguridadad Stendal 1 VVER 1000 V 320 Cancelado 1983 1990 El reactor estaba construido en un 85 Stendal 2 VVER 1000 V 320 Cancelado 1983 1990 El reactor estaba construido en un 15 Stendal 3 VVER 1000 V 320 Cancelado No se llego a iniciar la construccion Stendal 4 VVER 1000 V 320 Cancelado No se llego a iniciar la construccion Armenia 5 6 7 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesArmenia 1 VVER 440 V 270 Clausurado 1973 1979 1989 La central tambien recibe el nombre de Metsamor Cerrado tras el terremoto de Armenia Armenia 2 VVER 440 V 270 Operando 1975 1980 2016 Cerrado en 1989 tras el terremoto de Armenia reabierto en 1995 Armenia 3 VVER 440 V 270 Cancelado No se llego a iniciar la construccion Armenia 4 VVER 440 V 270 Cancelado No se llego a iniciar la construccion Bielorrusia 8 9 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura Observaciones Minsk 1 VVER 1000 Cancelado 1988 La construccion estaba iniciada Astravets 1 VVER 1200 AES 2006 Cargando combustible 8 de noviembre de 2013 2021Astravets 2 VVER 1200 AES 2006 En construccion 27 de abril de 2014 2022Bulgaria 10 11 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesBelene 1 VVER 1000 AES 92 En construccion 1980 2014 Cancelado en 1991 V 320 construccion retomada en 2008 Belene 2 VVER 1000 AES 92 Proyecto 1987 2014 Cancelado en 1991 V 320 Se preve que se reinicie la construccion en el 2010 Kozloduy 1 VVER 440 V 230 Clausurado 1970 1974 2002 Clausurado como condicion de entrada en la Union Europea Kozloduy 2 VVER 440 V 230 Clausurado 1970 1975 2002 Clausurado como condicion de entrada en la Union Europea Kozloduy 3 VVER 440 V 230 Clausurado 1973 1980 2006 Clausurado como condicion de entrada en la Union Europea Kozloduy 4 VVER 440 V 230 Clausurado 1973 1982 2006 Clausurado como condicion de entrada en la Union Europea Kozloduy 5 VVER 1000 V 320 Operando 1980 1987Kozloduy 6 VVER 1000 V 320 Operando 1982 1991China 12 13 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesTianwan 1 VVER 1000 AES 91 Operando 1999 2006Tianwan 2 VVER 1000 AES 91 Operando 2000 2007Tianwan 2 1 VVER 1000 AES 91 Proyecto 2009 Tianwan 2 2 VVER 1000 AES 91 Proyecto 2009 Tianwan 3 1 VVER 1000 AES 91 ProyectoTianwan 3 2 VVER 1000 AES 91 ProyectoTianwan 3 3 VVER 1000 AES 91 ProyectoTianwan 3 4 VVER 1000 AES 91 ProyectoCuba 14 15 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesJuragua 1 VVER 440 V 318 Cancelado 1983 1992 El reactor estaba completado en un 75 Juragua 2 VVER 440 V 318 Cancelado 1985 1992Juragua 3 VVER 440 V 318 Cancelado 1992 No se llego a iniciar la construccion Juragua 4 VVER 440 V 318 Cancelado 1992 No se llego a iniciar la construccion Eslovaquia 16 17 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesBohunice V2 1 VVER 440 V 230 Clausurado 1972 1978 2006 Clausurado como condicion de entrada en la Union Europea Bohunice V2 2 VVER 440 V 230 Clausurado 1972 1980 2008 Clausurado como condicion de entrada en la Union Europea Bohunice V2 3 VVER 440 V 213 Operando 1976 1984 2025 Bohunice V2 4 VVER 440 V 213 Operando 1976 1985 2025 Mochovce 1 VVER 440 V 213 Operando 1983 1998Mochovce 2 VVER 440 V 213 Operando 1983 1999Mochovce 3 VVER 440 V 213 En construccion 1986 2012 Construccion detenida en los anos 90 retomada en 2008 El edificio de contencion cumplira con los estandares occidentales Mochovce 4 VVER 440 V 213 En construccion 1986 2013 Construccion detenida en los anos 90 retomada en 2008 El edificio de contencion cumplira con los estandares occidentales Finlandia 18 19 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesLoviisa 1 VVER 440 V 213 Operando 1971 1977 2027 La sala de control y el edificio de contencion son de construccion occidental Loviisa 2 VVER 440 V 213 Operando 1972 1980 2030 La sala de control y el edificio de contencion son de construccion occidental Hungria 20 21 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesPaks 1 VVER 440 V 213 Operando 1968 1982 Construccion iniciada en 1968 como V 230 suspendida en 1970 Retomada en 1974 como V 213 Paks 2 VVER 440 V 213 Operando 1968 1984 Construccion iniciada en 1968 como V 230 suspendida en 1970 Retomada en 1974 como V 213 Paks 3 VVER 440 V 213 Operando 1979 1986Paks 4 VVER 440 V 213 Operando 1979 1987Paks 5 VVER 1000 V 320 Cancelado 1989 22 Paks 6 VVER 1000 V 320 Cancelado 1989India 23 24 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesKundamkulam 1 VVER 1000 V 392 En pruebas de criticidad 2002 2009 Kundamkulam 2 VVER 1000 V 392 En pruebas de criticidad 2002 2010 Kundamkulam 3 En Construccion 2011 2018Kundamkulam 4 En Construccion 2015 2020Kundamkulam 5 Por determinar ProyectoKundamkulam 6 Por determinar ProyectoIran 25 26 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesBushehr 1 VVER 1000 V 446 En operacion 1975 2011 Reactor construido inicialmente por Siemens cancelado en 1979 Construccion reiniciada en el ano 1997 por la firma rusa Rosatom concluida en el 2005 el reactor fue reconvertido a una unidad del modelo VVER 1000 La central fue conectada a la red electrica irani en el ano 2011 lo que causo airadas reacciones internacionales 27 Bushehr 2 VVER 1000 V 446 En Construccion 2011 2018 2019 Pese a las severas sanciones occidentales el proyecto se preve sea concluido en el ano 2018 27 28 Bushehr 3 VVER 1000 V 446 Proyecto 2012 Bushehr 4 VVER 1000 V 446 CanceladoKazajistan 29 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesVVER 300 Proyecto 2011 2016 Se pretende construir en la provincia de Mangystau VVER 300 Proyecto 2012 2017 Se pretende construir en la provincia de Mangystau VVER 600 Proyecto El estudio de viabilidad se presentara en 2009 Se pretende construir a orillas del Mar Caspio o del Lago Baljash VVER 600 Proyecto El estudio de viabilidad se presentara en 2009 Se pretende construir a orillas del Mar Caspio o del Lago Baljash Marruecos 8 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesSidi Boulbra 1 Por determinar Proyecto 2016 7 Polonia 8 30 31 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesZarnowiec 1 VVER 440 Cancelado 1982 1989 Algunos equipos de Zarnowiec 1 amp 2 acabaron vendiendose a las centrales de Loviisa y PaksZarnowiec 2 VVER 440 Cancelado 1989Zarnowiec 3 VVER 440 Cancelado 1989 No se llego a iniciar la construccionZarnowiec 4 VVER 440 Cancelado 1989 No se llego a iniciar la construccionWarta Cancelado No se llego a iniciar la construccion Numero de reactores indefinido Republica Checa 32 33 34 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesDukovany 1 VVER 440 V 213 Operando 1978 1985 La mayor parte de los componentes de las centrales checas son de manufactura nacional Dukovany 2 VVER 440 V 213 Operando 1978 1986Dukovany 3 VVER 440 V 213 Operando 1978 1986Dukovany 4 VVER 440 V 213 Operando 1978 1987Temelin 1 VVER 1000 V 320 Operando 1982 2000 La construccion de Temelin quedo suspendida unos anos Temelin 1 amp 2 incorporan sistemas de seguridad occidentales provistos por Westinghouse Temelin 2 VVER 1000 V 320 Operando 1982 2002Temelin 3 VVER 1000 V 320 Cancelado 1990 Esta de nuevo en proyecto construir Temelin 3 amp 4 Entre los candidatos estan los VVER 1000 AES 92 35 Temelin 4 VVER 1000 V 320 Cancelado 1990Rusia 36 37 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesBalakovo 1 VVER 1000 V 320 Operando 1980 1985 2015 Balakovo 2 VVER 1000 V 320 Operando 1981 1987 2017 Balakovo 3 VVER 1000 V 320 Operando 1982 1988 2018 Balakovo 4 VVER 1000 V 320 Operando 1984 1993 2023 Balakovo 5 Cancelado 2006Balakovo 6 Cancelado 2006Kalinin 1 VVER 1000 V 338 Operando 1977 1984 2014 Kalinin 2 VVER 1000 V 338 Operando 1982 1986 2016 Kalinin 3 VVER 1000 V 320 Operando 1985 2004 2034 Kalinin 4 VVER 1000 V 320 En construccion 1986 2011 Construccion detenida unos anos retomada el 2007 38 Kaliningrado 1 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2010 2015 La central tambien recibe el nombre de Baltica Kaliningrado 2 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2016 Kola 1 VVER 440 V 230 Operando 1970 1973 2018 Kola 2 VVER 440 V 230 Operando 1970 1974 2019 Kola 3 VVER 440 V 213 Operando 1977 1981 2011 Probablemente reciba licencia para 15 anos mas Kola 4 VVER 440 V 213 Operando 1976 1984 2014 Probablemente reciba licencia para 15 anos mas Kola 2 1 VVER 300 Proyecto 39 2017 La central de Kola 2 sustituira a la central de Kola Kola 2 2 VVER 300 Proyecto 2017 Kola 2 3 VVER 300 Proyecto 2019 Kola 2 4 VVER 300 Proyecto 2019 Leningrado 2 1 VVER 640 V 407 Cancelado 1990 Unico VVER 640 la construccion llego a iniciarse Leningrado 2 1 VVER 1200 AES 2006 En construccion 2008 2013 Esta previsto que la central de Leningrado 2 sustituya a la de Leningrado que cuenta exclusivamente con reactores del modelo RBMK Leningrado 2 2 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2010 2014 Leningrado 2 3 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2015 Leningrado 2 4 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2016 Nizhegorod 1 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2016 Nizhegorod 2 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2018 Nizhegorod 3 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2019 Nizhegorod 4 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2020 Novovoronezh 1 VVER 210 Clausurado 1957 1964 1988 Primera y unica equipada con el modelo VVER 210 Todos los reactores de Novovoronezh son prototipos Novovoronezh 2 VVER 365 Clausurado 1964 1969 1990 Unico VVER 365 Novovoronezh 3 VVER 440 V 179 Clausurado 1967 1971 25 de diciembre de 2016 Primer VVER 440 Novovoronezh 4 VVER 440 V 179 Operando 1967 28 de diciembre de 1972 2017 Potencia Instalada 417 MWe Novovoronezh 5 VVER 1000 V 187 Operando 1974 31 de mayo de 1980 2010 Primer VVER 1000 Potencia Instalada 1000 MWe Novovoronezh 6 VVER 1200 AES 2006 Operando 2008 5 de agosto de 2016 Primer VVER 1200 Potencia Instalada 1180 MWe Novovoronezh 7 VVER 1200 AES 2006 Operando 2009 1 de mayo de 2019 Potencia Instalada 1150 MWe Novovoronezh 8 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2017 Novovoronezh 9 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2019 Primorsk 1 VVER 300 40 Proyecto 2020 Primorsk 2 VVER 300 Proyecto 2020 Seversk 1 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2010 2015 Seversk 2 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2017 Sur Ural 1 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2016 Sur Ural 2 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2018 Sur Ural 3 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2019 Sur Ural 4 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2020 Tsentral 1 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2017 Tsentral 2 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2019 Tsentral 3 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2019 Tsentral 4 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2020 Tver 1 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2015 Tver 2 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2017 Tver 3 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2019 Tver 4 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2020 Volgodonsk 1 VVER 1000 V 320 Operando 1981 2001 2030 La central tambien recibe el nombre de Rostov Volgodonsk 2 VVER 1000 V 320 En construccion 1983 2009 Construccion detenida unos anos retomada el 2007 41 Volgodonsk 3 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2009 2013 Volgodonsk 4 VVER 1200 AES 2006 Proyecto 2014 Turquia 8 42 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesAkkuyu 1 VVER 1200 AES 2006 ProyectoAkkuyu 2 VVER 1200 AES 2006 ProyectoAkkuyu 3 VVER 1200 AES 2006 ProyectoAkkuyu 4 VVER 1200 AES 2006 ProyectoUcrania 43 44 Reactor Modelo Estado Inicio construccion Cancelacion Inicio operacion Clausura ObservacionesKhmelnitski 1 VVER 1000 V 320 Operando 1981 1987 2032 Khmelnitski 2 VVER 1000 V 320 Operando 1985 2004 2050 Khmelnitski 3 VVER 1000 V 392 Proyecto 1986 2016 Inicialmente construido como V 320 cancelado en 1990 cuando estaba completado en un 75 Se preve que su construccion se reinicie en 2012 como V 392 Khmelnitski 4 VVER 1000 V 392 Proyecto 1987 2017 Inicialmente construido como V 320 cancelado en 1990 cuando estaba completado en un 28 Se preve que su construccion se reinicie en 2011 como V392 Rovno 1 VVER 440 V 213 Operando 1973 1980 2026 Rovno 2 VVER 440 V 213 Operando 1973 1981 2027 Rovno 3 VVER 1000 V 320 Operando 1980 1986 2032 Rovno 4 VVER 1000 V 320 Operando 1986 2004 2050 Construccion detenida en 1990 Rovno 5 VVER 1000 V 320 Cancelado 45 1990 Las obras del reactor estaban terminadas hasta un 75 46 Rovno 6 VVER 1000 V 320 CanceladoSur Ucrania 1 VVER 1000 V 302 Operando 1977 1983 2027 Sur Ucrania 2 VVER 1000 V 338 Operando 1979 1985 2030 Sur Ucrania 3 VVER 1000 V 320 Operando 1985 1989 2034 Sur Ucrania 4 VVER 1000 V 320 Cancelado 1987 1989Zaporozhe 1 VVER 1000 V 320 Operando 1980 1984 2030 Es hasta ahora la mayor central nuclear de Europa y la tercera a nivel mundial Zaporozhe 2 VVER 1000 V 320 Operando 1981 1985 2031 Zaporozhe 3 VVER 1000 V 320 Operando 1982 1986 2032 Zaporozhe 4 VVER 1000 V 320 Operando 1983 1987 2033 Zaporozhe 5 VVER 1000 V 320 Operando 1985 1989 2034 Zaporozhe 6 VVER 1000 V 320 Operando 1986 2005 2041 Construccion interrumpida en 1990 Vease tambien EditarOtros modelos de reactores rusos BN serie de reactores reproductores Central nuclear flotante rusa RBMK modelo de la central nuclear de Chernobyl Otros modelos de PWR actualmente en construccion EPR European Pressurized Reactor modelo construido por la francesa Areva y la alemana Siemens AP1000 Advanced Passive reactor 1000 modelo construido por la estadounidense Westinghouse APWR Advanced PWR modelo construido por la japonesa Mitsubishi APR 1400 Advanced Power Reactor modelo construido por Corea del Sur CPR 1000 modelo construido por China Seguridad nuclear pasivaReferencias Editar VVER in Europe en ingles Archivado desde el original el 20 de febrero de 2009 Consultado el 10 de febrero de 2009 1 2 Copia archivada Archivado desde el original el 22 de abril de 2009 Consultado el 3 de marzo de 2009 3 4 5 a b c d 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 a b Russia to Build Bushehr 2 Nuclear Power Plant in Iran en ingles Rosatom to build 2 units at Bushehr nuclear power plant en ingles enlace roto disponible en Internet Archive vease el historial la primera version y la ultima 25 26 27 enlace roto disponible en Internet Archive vease el historial la primera version y la ultima 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 Enlaces externos Editar VVER 1200 Reactor en ingles on AEM official pdf en ingles VVER 1200 Construction on AEM Official YouTube Channel en ingles Energia Atomica en Rusia World Nuclear Association en ingles Energia Atomica en Rusia en el 2007 Agencia Internacional de la Energia Atomica en ingles Disenos de centrales nucleares sovieticas Nuclear Energy Institute en ingles Disenos de reactores sovieticos y el acceso a la UE World Nuclear Association en ingles Desarrollo de la serie de reactores VVER 1200 para grandes centrales de la serie NPP NPP 2006 por Atomstroyexport en ruso en ingles enlace roto disponible en Internet Archive vease el historial la primera version y la ultima Listado actualizado de reactores de la Agencia Internacional de la Energia Atomica en ingles Datos Q35957 Multimedia VVERObtenido de https es wikipedia org w index php title VVER amp oldid 134207053, wikipedia, wiki, leyendo, leer, libro, biblioteca,

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