Back مفاعل القدرة المائي-المائي (VVER) Arabic ВВЭР Byelorussian Вода-вадзяны энэргетычны рэактар BE-X-OLD ВВЕР Bulgarian ভিভিইআর Bengali/Bangla WWER German VVER English VVER Spanish VVER Estonian رآکتور انرژی آبی-آبی Persian
| VVER | |
|---|---|
 Pozice: 1) Pohony řídicích tyčí 2) Vrchní část reaktoru 3,4) Vstupní a výstupní nátrubky 5) Šachta reaktoru 6,7) Oblast aktivní zóny | |
| Stát původu |  Sovětský svaz |
| Koncepce | tlakovodní |
| Rok začátku vývoje | 1954 |
| Poprvé spuštěn | 1964 |
| Počet existujících kusů | 66 |
| Počet kusů ve výstavbě | 29 |
| Plánovaná životnost | v závislosti na modelu až 100 let |
| Jaderný reaktor | |
| Palivo | Uran 235U |
| Chladivo | H2O |
| Moderátor | H2O |
| Kontejnment | V závislosti na modelu |
| Výkon hrubý | 70 − 2000 MW |
| Některá data mohou pocházet z datové položky. | |
VVER – vodo-vodní energetický reaktor (rusky водо-водяной энергетический реактор, anglicky Water-Water Energetic Reactor) v západním světě často ozačován jako WWER je typ tlakovodního reaktoru užívaného v jaderných elektrárnách v zemích bývalého východního bloku, zatímco v západní Evropě a USA se pro tento typ reaktoru používá zkratka PWR (Pressurized Water Reactor). Koncepce VVER jsou i reaktory českých jaderných elektráren Dukovany a Temelín.