derecha|miniatura|250px|Esquema de un reactor VVER-1000:1 - barras de control2 - cubierta del reactor3 - chasis del reactor4 - tuberías de entrada y salida5 - núcleo del reactor6 - zona activa del reactor7 - 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".
miniatura|250px|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 350px|miniatura|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 miniatura|300px|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
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 CaracterísticasVVER-70VVER-210VVER-365VVER-440VVER-1000VVER-1200Potencia térmica (MWT)265 760 1320 1375 3000 3300Potencia eléctrica bruta (MWe)70 210 365 440 1000 1170Rendimiento (%) 26,4 27,6 27,6 32,0 33,0 35,5Potencia eléctrica neta (MWe)62 197 336 411 950 1085Presión del vapor en la turbina (atm) 29,0 29,0 44,0 60,0 69'1Presión en el circuito primario (atm) 100 105 125 160,0 165Temperatura del agua (°С): al entrar en el reactor 250 250 250 269 289 298 al salir del reactor 260 269 275 300 324 329Diámetro del núcleo (m) 2,88 2,88 2,88 3,12 4,25Altura 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 163Carga de uranio (T) 38 40 42 66 74Enriquecimiento 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 miniatura|250px|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 miniatura|200px|Edificios de los reactores de Temelin. miniatura|200px|Torres de refrigeración de Temelin.