Back مفاعل القدرة المائي-المائي (VVER) Arabic ВВЭР Byelorussian Вода-вадзяны энэргетычны рэактар BE-X-OLD ВВЕР Bulgarian ভিভিইআর Bengali/Bangla VVER Czech WWER German VVER English VVER Estonian رآکتور انرژی آبی-آبی Persian
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.
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.
Los VVER han sido diseñados por el Instituto Kurchátov y el OKB Gidopress mientras que la construcción corre a cargo de Izhorsky Zavod y Аtomenergoproekt. 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".
