VVER

Las siglasVVERoWWERhacen referencia a unreactor nuclear de agua presurizada(PWRpor sus siglas en inglés) desarrollados en la antiguaUnión Soviéticay la actualRusia.VVER es la transcripción del acrónimorusoВВЭР(Водо-водяной энергетический реактор, Reactor Energético de Agua-Agua). Dicho nombre se deriva del hecho de que el agua funciona tanto comorefrigerantecomomoderador de neutrones.

Los VVER han sido diseñados por elInstituto Kurchátovy elOKB Gidopressmientras que la construcción corre a cargo deIzhorsky ZavodyАtomenergoproekt.De su exportación se encargaAtomstroyexport.

Los VVER tienen uncoeficiente de vacío negativoque convierte al reactor enintrínsecamente 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% deU-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 enArmenia,Bulgaria,China,Eslovaquia,Finlandia,Hungría,India,Irán,laRepública Checa,Rusia yUcrania.

Las armadassoviéticayrusaadaptaron reactores PWR para sussubmarinosy barcos de superficie, si bien no reciben de nombre "VVER".

Aspectos generales

Control de la reacción

La intensidad de la reacción nuclear está controlada porbarras de controlque 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 elSCRAMpara que estas barras de control se inserten totalmente en el núcleo, deteniendo así la reacción.

Refrigeración

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 vuelveradiactivano 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,embalseomar).
- 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

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

Pastillas de combustible:tanto el combustible nuclear como losresiduos radiactivosgenerados están retenidos dentro de la estructura cristalina de las pastillas de combustible.
Barras de combustible:las pastillas están colocadas en tubos dezircaloy,resistentes al calor y a la alta presión.
Armazón del reactor:cierra herméticamente el conjunto de combustible.
Muro de contención:construcción dehormigónque 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 elaccidente de Chernobyl.Los VVER más modernos cumplen con los mismos requisitos de seguridad que los occidentales de hoy en día.

Diferencias respecto los RBMK

El accidente de Chernóbyl produjo serias dudas sobre la seguridad de losRBMK,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 uncoeficiente de vacío negativomientras 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 (MW_T)	265	760	1320	1375	3000	3300
Potencia eléctrica bruta (MW_e)	70	210	365	440	1000	1170
Rendimiento (%)	26,4	27,6	27,6	32,0	33,0	35,5
Potencia eléctrica neta (MW_e)	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 (MW_T·día/kg)		13,0	27,0	28,6	40'0	70'0

VVER-440

Primera versión comercial. Inicialmente pensado para generar 500 MWese 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 laV-230mientras que laV-213apareció posteriormente.V-179son los dos prototipos de Novovoronezh. LosV-270de Armenia son V-230 modificados para zonas de elevada sismicidad. Por su parte losV-318de 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 uncircuito de refrigeraciónes 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 decorrosióndel núcleo del reactor debido a la escasa calidad de los materiales utilizados.
Lossensores,controles, sistemas de seguridad,equipo antiincendiosy protección de lasala de controlson 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

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 dehormigón armado(en lugar del hormigón sin armadura de los V-230). Incorpora, además, unatorre 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 deacero 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

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 laV-320y lasAES-91&AES-92.

V-320

Principales virtudes:

Cuenta con un muro de contención dehormigón armado pretensadoque 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 elaccidente 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 laAES-88(AESsignificaCentral Nuclear), que no llegó a materializarse por considerarse no rentable. Posteriormente se diseñaron las versionesAES-91yAES-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 laescala 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

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^-6por 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 laIII 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, laAES-2006(V-491).

Otros modelos

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 equiparcentrales 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 enKazajistán.
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 deSan 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

Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Alemania^[2]^[3]^[4]
Greifswald-1	VVER-440/V-230	Clausurado	1970		1974	1990	Todos los VVER alemanes fueron construidos en la antiguaR.D.A.y clausurados/cancelados tras lareunificación.
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 elterremoto 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 porSiemens,cancelado en 1979. Construcción reiniciada en el año 1997 por la firma rusaRosatom,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 laprovincia 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 delMar Caspioo delLago 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 delmodelo 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: 417MWe.
Novovoronezh-5	VVER-1000/V-187	Operando	1974		31 de mayo de 1980	(2010)	Primer VVER-1000. Potencia Instalada: 1000MWe.
Novovoronezh-6	VVER-1200/AES-2006	Operando	2008		5 de agosto de 2016		Primer VVER-1200. Potencia Instalada: 1180MWe.
Novovoronezh-7	VVER-1200/AES-2006	Operando	2009		1 de mayo de 2019		Potencia Instalada: 1150MWe.
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.