VVER

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

Las siglas VVER o WWER hacen referencia a un reactor nuclear de agua presurizada 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).

Los VVER son unos reactores más caros que los RBMK, además de tener que parar su producción eléctrica para repostar combustible (cosa que no sucede con los RBMK). Estos dos factores inclinaron a la Unión Soviética a favorecer la construcción este último modelo, si bien todos los reactores exportados por la antigua URSS fueron del tipo VVER. El accidente de Chernobyl produjo serias dudas sobre la seguridad de los RBMK, hecho que ha producido que Rusia fabrique casi en exclusiva VVER, considerado un modelo más seguro. Existen VVER en funcionamiento o construcción en Armenia, Bulgaria, Chequia, China, Eslovaquia, Finlandia, Hungría, India, Irán, Rusia y Ucrania.

Los reactores nucleares de la serie VVER también fueron reducidos en tamaño y fueron utilizados por la Armada Soviética, tanto para la flota de submarinos nucleares como para la de barcos de guerra de superficie.

La abreviatura rusa VVER hace referencia a refrigeración por agua, y regulación por agua de tales reactores. Esto significa, que el reactor es de los de diseño de agua presurizada (PWR). El combustible está ligeramente enriquecido (alrededor del 2,4 - 4,4% de U235) dióxido de uranio UO2 compactado en bolitas y ensamblado en las barras de combustible. Estas barras de combustible se sumergen totalmente en agua la cual se mantiene bajo presión (15 MPa) de modo que no pueda hervir. Esta agua sirve tanto como refrigerante como regulador, lo que garantiza una seguridad intrínseca en condiciones normales: en el caso de que la refrigeración fallase, el efecto regulador disminuye, reduciendo de esta forma la intensidad de la reacción para compensar la pérdida de enfriamiento (coeficiente negativo nulo). Todo el reactor está ensamblado en una armazón a presión de acero macizo.

La intensidad de la reacción nuclear está controlada por barras de control que pueden ser introducidos en el reactor desde la parte superior. Estas barras están hechas de un material que absorbe los neutrones y, dependiendo de la profundidad a que se introduzcan, obstaculizan la reacción en cadena. En el caso de emergencia, un interruptor de emergencia puede ser activado para que estas barras de control se inserten totalmente en el núcleo.

Circuito de enfriamiento primario: como se ha indicado, el agua en este circuito se mantiene a presión constante para evitar que hierva. En este circuito se pueden distinguir cuatro módulos diferentes:

1. Reactor: el agua fluye a través de las fundas de las barras de combustible, retirando el calor producido por la reacción nuclear en cadena.
2. Presurizador: para mantener el agua en presión constante, pero sin que se sobrepase dicha presión, el presurizador regula la presión mediante calentamiento eléctrico y válvulas de purga.
3. Generador de Vapor: en el generador de vapor (horizontal), el calor del agua primaria se utiliza para hervir agua en el circuito secundario.
4. Bomba: la bomba asegura la adecuada circulación de agua a través del circuito.

Por seguridad, los componentes son redundantes.

Circuito Secundario y obtención de electricidad:

El circuito secundario también se compone de diferentes módulos:

1. Generador de Vapor: 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.
2. 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. Los reactores de tipo VVER-1000 generan 1 GW de energía eléctrica.
3. Condensador: el vapor es enfriado y se le condensa intercambiando su calor a un circuito de refrigeración.
4. Desaireador: retira los gases del refrigerante.
5. Bomba: las bombas de circulación están movidas mediante pequeñas turbinas de vapor, dependientes de las mismas.

Para incrementar la eficiencia del proceso, el vapor de la turbina es conducido al recalentamiento del refrigerante antes del desaireador y del generador de vapor. El agua de este circuito se entiende que no es radioactiva.

Modelos de reactor

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

• VVER-210 & VVER-365: Fueron modelos experimentales ensayados en la central de Novovoronezhsky. El primero de ellos entró en servicio en 1964 y 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-440: Primera versión comercial. Inicialmente pensado para generar 500 MWe se tuvo de 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.
• 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 en Sosnovy Bor (cerca de San Petersburgo), cancelada posteriormente por falta de fondos. Actualmente no está previsto que se construyan reactores de este tipo.
• VVER-1000:
• VVER-1200: Mejora del VVER-1000, con especial hincapié en la seguridad, pensado para la exportación.
• VVER-1500: 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.

Circuito de enfriamiento

Este es un circuito abierto, el agua, normalmente, se toma de un reservorio exterior, que puede ser un lago o un río. A fin de no recalentar en exceso tal reservorio, lo que polucionaría el entorno, las piscinas (o torres de enfriamiento) hacen que el agua baje su temperatura antes de ser devuelta al reservorio.

Barreras de 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

Cualquier diseño de reactor nuclear está dotado de barreras de seguridad para evitar el escape de material radioactivo. Los reactores VVER tienen cuatro dispositivos:

1. Bolitas de combustible: los elementos radioactivos están retenidos dentro de la estructura cristalina de las bolas de combustible.

2. Barras de combustible: los tubos de zircaloy ofrecen la siguiente barrera de resistencia al calor y a la alta presión.

3. Caparazón del Reactor: un caparazón de acero macizo cierra herméticamente todo el conjunto de combustible.

4. Edificio del Reactor: la construcción en hormigón envuelve por completo el primer circuito y es suficientemente fuerte para resistir la presión que pudiera causar una grieta en el primer circuito.

A diferencia de otros diseños de plantas de energía, el diseño VVER no incluye una edificación de contención para defender al reactor de ataques exteriores como pudiera suponer el que un avión se estrellase sobre él.

Lista de reactores

Alemania
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Greifswald-1	VVER-440/230	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-440/230	Clausurado	1970		1975	1990
Greifswald-3	VVER-440/230	Clausurado	1973		1978	1990
Greifswald-4	VVER-440/230	Clausurado	1972		1979	1990
Greifswald-5	VVER-440/213	Clausurado	1976		1989	1989
Greifswald-6	VVER-440/213	Cancelado	1976	1989			El reactor se llegó a construir pero nunca entró en operación.
Greifswald-7	VVER-440/213	Cancelado	1976	1990
Greifswald-8	VVER-440/213	Cancelado	1978	1990
Rheinsberg	VVER-70	Clausurado	1956		1966	1990
Stendal-1	VVER-1000/320	Cancelado	1983	1990			El reactor estaba construido en un 85%.
Stendal-2	VVER-1000/320	Cancelado	1983	1990			El reactor estaba construido en un 15%.
Stendal-3	VVER-1000/320	Cancelado					No se llegó a iniciar la construcción.
Stendal-4	VVER-1000/320	Cancelado					No se llegó a iniciar la construcción.
Armenia [1]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Armenia-1	VVER-440/270	Clausurado	1973		1979	1989	Cerrado tras el terremoto de Armenia.
Armenia-2	VVER-440/270	Operando	1975		1980		Cerrado en 1989 tras el terremoto de Armenia, reabierto en 1995.
Armenia-3	VVER-440/270	Cancelado					No se llegó a iniciar la construcción.
Armenia-4	VVER-440/270	Cancelado					No se llegó a iniciar la construcción.
Bielorusia [2]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
(Minsk-1)	VVER-1000	Cancelado		1988			La construcción estaba iniciada.
Ostrovetsk-1	VVER-1000	Proyecto	(2009)		(2016)		La elección de Ostrovetsk no es definitiva, otros posibles emplazamientos son Krasnopolyansk y Kukshinovsk
Ostrovetsk-2	VVER-1000	Proyecto			(2018)		La elección de Ostrovetsk no es definitiva, otros posibles emplazamientos son Krasnopolyansk y Kukshinovsk
Bulgaria [3][4]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Belene-1	VVER-1200/AES-92	En construcción	1980		(2014)		Inicialmente construido como VVER-1000, cancelado en 1991. Construcción retomada en 2008 como VVER-1200.
Belene-2	VVER-1200	Proyecto	1987		(2014)		Inicialmente construido como VVER-1000, cancelado en 1991. Se prevé que se reinicie la construcción en el 2010 como VVER-1200.
Kozloduy-1	VVER-440/230	Clausurado	1970		1974	2002	Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Kozloduy-2	VVER-440/230	Clausurado	1970		1975	2002	Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Kozloduy-3	VVER-440/230	Clausurado	1973		1980	2006	Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Kozloduy-4	VVER-440/230	Clausurado	1973		1982	2006	Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Kozloduy-5	VVER-1000/320	Operando	1980		1987
Kozloduy-6	VVER-1000/320	Operando	1982		1991
República Checa [5][6][7]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Dukovany-1	VVER-440/213	Operando	1978		1985		La mayor parte de los componentes de las centrales checas son de manufactura nacional.
Dukovany-2	VVER-440/213	Operando	1978		1986
Dukovany-3	VVER-440/213	Operando	1978		1986
Dukovany-4	VVER-440/213	Operando	1978		1987
Temelin-1	VVER-1000/320	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-1000/320	Operando	1982		2002
Temelin-3	VVER-1000/320	Cancelado		1990			Se planea iniciar la construcción de Temelin 3&4 pero las características de los reactores propuestos no corresponden con VVERs.
Temelin-4	VVER-1000/320	Cancelado		1990
China [8][9]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Tianwan-1	VVER-1200/AES-91	Operando	1999		2006
Tianwan-2	VVER-1200/AES-91	Operando	2000		2007
Tianwan-2-1	VVER-1200/AES-91	Proyecto	(2009)
Tianwan-2-2	VVER-1200/AES-91	Proyecto	(2009)
Tianwan-3-1	VVER-1200/AES-91	Proyecto
Tianwan-3-2	VVER-1200/AES-91	Proyecto
Tianwan-3-3	VVER-1200/AES-91	Proyecto
Tianwan-3-4	VVER-1200/AES-91	Proyecto
Cuba [10][11]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Juragua-1	VVER-440/318	Cancelado	1983	1992			Se intentó retomar la construcción hasta principios del siglo XXI. El reactor estaba completado en un 75%.
Juragua-2	VVER-440/318	Cancelado	1983	1992			Se intentó retomar la construcción hasta principios del siglo XXI.
Eslovaquia [12][13]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Bohunice-V2-1	VVER-440/230	Clausurado	1972		1978	2006	Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Bohunice-V2-2	VVER-440/230	Clausurado	1972		1980	2008	Clausurado como condición de entrada en la Unión Europea.
Bohunice-V2-3	VVER-440/213	Operando	1976		1984	(2025)
Bohunice-V2-4	VVER-440/213	Operando	1976		1985	(2025)
Mochovce-1	VVER-440/213	Operando	1983		1998
Mochovce-2	VVER-440/213	Operando	1983		1999
Mochovce-3	VVER-440/213	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-440/213	En construcción	1986		(2013)		Construcción detenida en los años 90, retomada en 2008. El edificio de contención cumplirá con los estándares occidentales.
Finlandia [14][15]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Loviisa-1	VVER-440/213	Operando	1971		1977		La sala de control y el edificio de contención son de construcción occidental.
Loviisa-2	VVER-440/213	Operando	1972		1980		La sala de control y el edificio de contención son de construcción occidental.
Hungría [16][17]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Paks-1	VVER-440/213	Operando	1968		1982		Construcción iniciada en 1968 como 230, suspendida en 1970. Retomada en 1974 como 213.
Paks-2	VVER-440/213	Operando	1968		1984		Construcción iniciada en 1968 como 230, suspendida en 1970. Retomada en 1974 como 213.
Paks-3	VVER-440/213	Operando	1979		1986
Paks-4	VVER-440/213	Operando	1979		1987
Paks-5	VVER-1000/320	Cancelado
Paks-6	VVER-1000/320	Cancelado
India [18][19]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Kundamkulam-1	VVER-1000/392	En construcción	2002		(2009)
Kundamkulam-2	VVER-1000/392	En construcción	2002		(2010)
Kundamkulam-3	Por determinar	Proyecto
Kundamkulam-4	Por determinar	Proyecto
Kundamkulam-5	Por determinar	Proyecto
Kundamkulam-6	Por determinar	Proyecto
Irán [20][21]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Bushehr-1	VVER-1000/446	En construcción	1975		(2009)		Construido inicialmente por Siemens, cancelado en 1979. Construcción reiniciada en 2005 como VVER-1000.
Bushehr-2	VVER-1000/446	Proyecto	(2011)
Bushehr-3	VVER-1000/446	Proyecto	(2012)
Bushehr-4	VVER-1000/446	Cancelado
Kazajistán [22]
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 [23]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Sidi Boulbra-1	Por determinar	Proyecto			(2016-7)
Polonia [24][25][26]
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.
Rusia [27][28]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Balakovo-1	VVER-1000/320	Operando	1980		1985	(2015)
Balakovo-2	VVER-1000/320	Operando	1981		1987	(2017)
Balakovo-3	VVER-1000/320	Operando	1982		1988	(2018)
Balakovo-4	VVER-1000/320	Operando	1984		1993	(2023)
Balakovo-5		Cancelado		2006
Balakovo-6		Cancelado		2006
Kalinin-1	VVER-1000/338	Operando	1977		1984	(2014)
Kalinin-2	VVER-1000/338	Operando	1982		1986	(2016)
Kalinin-3	VVER-1000/320	Operando	1985		2004	(2034)
Kalinin-4	VVER-1000/320	En construcción			(2011)
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-440/230	Operando	1970		1973	(2018)
Kola-2	VVER-440/230	Operando	1970		1974	(2019)
Kola-3	VVER-440/213	Operando	1977		1981	(2011)
Kola-4	VVER-440/213	Operando	1976		1984	(2014)
Kola-2-1	VVER-300[29]	Proyecto			(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	Cancelado		1990			Único VVER-640.
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 RBMKs.
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	Primer VVER y único VVER-210. Todos los reactores de Novovoronezh son prototipos.
Novovoronezh-2	VVER-365	Clausurado	1964		1969	1990	Único VVER-365.
Novovoronezh-3	VVER-440/179	Operando	1967		1971	(2016)	Primer VVER-440.
Novovoronezh-4	VVER-440/179	Operando	1967		1972	(2017)
Novovoronezh-5	VVER-1000/187	Operando	1974		1980	(2010)	Primer VVER-1000.
Novovoronezh-2-1	VVER-1200/AES-2006	En construcción	2008		(2012)
Novovoronezh-2-2	VVER-1200/AES-2006	Proyecto	(2009)		(2013)
Novovoronezh-2-3	VVER-1200/AES-2006	Proyecto			(2017)
Novovoronezh-2-4	VVER-1200/AES-2006	Proyecto			(2019)
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-1000/320	Operando	1981		2001	(2030)	La central también recibe el nombre de "Rostov".
Volgodonsk-2	VVER-1000/320	En construcción	1983		(2009)
Volgodonsk-3	VVER-1200/AES-2006	Proyecto	(2009)		(2013)
Volgodonsk-4	VVER-1200/AES-2006	Proyecto			(2014)
Turquía [30]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Akkuyu-1	VVER-1200/AES-2006	Proyecto					Probablemente el gobierno turco cancelará el proyecto.[31]
Akkuyu-2	VVER-1200/AES-2006	Proyecto
Akkuyu-3	VVER-1200/AES-2006	Proyecto
Akkuyu-4	VVER-1200/AES-2006	Proyecto
Ucrania [32][33]
Reactor	Modelo	Estado	Inicio construcción	Cancelación	Inicio operación	Clausura	Observaciones
Khmelnitski-1	VVER-1000/320	Operando	1981		1987	(2032)
Khmelnitski-2	VVER-1000/320	Operando	1985		2004	(2050)
Khmelnitski-3	VVER-1000/392	Proyecto	1986		(2016)		Inicialmente construido como V320, cancelado en 1990 cuando estaba completado en un 75%. Se prevé que su construcción se reinicie en 2012 como V392.
Khmelnitski-4	VVER-1000/392	Proyecto	1987		(2017)		Inicialmente construido como V320, cancelado en 1990 cuando estaba completado en un 28%. Se prevé que su construcción se reinicie en 2011 como V392.
Rovno-1	VVER-440/213	Operando	1973		1980	(2026)
Rovno-2	VVER-440/213	Operando	1973		1981	(2027)
Rovno-3	VVER-1000/320	Operando	1980		1986	(2032)
Rovno-4	VVER-1000/320	Operando	1986		2004	(2050)	Construcción detenida en 1990.
Rovno-5	VVER-1000	Cancelado[34]		1990
Sur Ucrania-1	VVER-1000/302	Operando	1977		1983	(2027)
Sur Ucrania-2	VVER-1000/338	Operando	1979		1985	(2030)
Sur Ucrania-3	VVER-1000/320	Operando	1985		1989	(2034)
Zaporozhe-1	VVER-1000/320	Operando	1980		1984	(2030)	Mayor central nuclear de Europa y tercera del mundo.
Zaporozhe-2	VVER-1000/320	Operando	1981		1985	(2031)
Zaporozhe-3	VVER-1000/320	Operando	1982		1986	(2032)
Zaporozhe-4	VVER-1000/320	Operando	1983		1987	(2033)
Zaporozhe-5	VVER-1000/320	Operando	1985		1989	(2034)
Zaporozhe-6	VVER-1000/320	Operando	1986		2005	(2041)	Construcción interrumpida en 1990.