VVER
El reactor energético agua-agua ( WWER ), [1] o VVER (del ruso : водо-водяной энергетический реактор ; se transcribe como vodo-vodyanoi energetichesky reaktor ; reactor de energía agua-agua ) es una serie de diseños de reactores de agua a presión desarrollados originalmente en la Unión Soviética , y ahora Rusia , por OKB Gidropress . [2] La idea de tal reactor fue propuesta en el Instituto Kurchatov por Savely Moiseevich Feinberg. Los VVER se desarrollaron originalmente antes de la década de 1970 y se han actualizado continuamente. Como resultado, el nombre VVER está asociado con una amplia variedad de diseños de reactores que van desde reactores de generación I hasta diseños de reactores de generación III+ modernos . La potencia de salida varía de 70 a 1300 MWe , con diseños de hasta 1700 MWe en desarrollo. [3] [4] El primer prototipo VVER-210 fue construido en la planta de energía nuclear de Novovoronezh .
Las centrales eléctricas VVER se han instalado principalmente en Rusia y la antigua Unión Soviética, pero también en China, República Checa, Finlandia, Alemania, Hungría, Eslovaquia, Bulgaria, India, Irán y Ucrania. Los países que planean introducir reactores VVER incluyen Bangladesh, Egipto, Jordania y Turquía.
Los primeros VVER se construyeron antes de 1970. El modelo VVER-440 V230 fue el diseño más común y proporcionó 440 MW de energía eléctrica. El V230 emplea seis circuitos principales de refrigeración , cada uno con un generador de vapor horizontal . Una versión modificada del VVER-440, Modelo V213, fue producto de los primeros estándares de seguridad nuclear adoptados por los diseñadores soviéticos. Este modelo incluye sistemas adicionales de agua de alimentación auxiliar y de refrigeración del núcleo de emergencia , así como sistemas mejorados de localización de accidentes. [5]
El VVER-1000 más grande se desarrolló después de 1975 y es un sistema de cuatro bucles alojado en una estructura tipo contención con un sistema de supresión de vapor rociado ( Sistema de enfriamiento del núcleo de emergencia ). Los diseños de los reactores VVER se han elaborado para incorporar sistemas de control automático, seguridad pasiva y contención asociados con los reactores de generación III de Western .
El VVER-1200 es la versión que se ofrece actualmente para la construcción, siendo una evolución del VVER-1000 con una mayor potencia de salida a aproximadamente 1200 MWe (bruto) y brinda características de seguridad pasiva adicionales. [6]
En 2012, Rosatom declaró que en el futuro tenía la intención de certificar el VVER con las autoridades reguladoras británicas y estadounidenses, aunque era poco probable que solicitara una licencia británica antes de 2015. [7] [8]
1: impulsores de las barras de control
2: tapa del reactor [9] o cabeza del recipiente [10]
3: recipiente de presión del reactor
4: boquillas de entrada y salida
5: barril del núcleo del reactor o cubierta del núcleo
6: núcleo del reactor
7: barras de combustible
