正在装配组件

QA正在进行检验

每根棒上都喷涂条形码

正在检查间距是否合格

成品FA就是酱紫的

控制和包装成品燃料组件

成品组件采用双容器包装和运输

注：水-水1000反应堆（俄文：Водо-водяной энергетический реактор，英文音译：Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor; 英语：Water-Water Energetic Reactor）。苏联时代开发的的两种主要民用核反应堆型是RBMK和VVER，前者是石墨慢化的压力管沸水堆，也就是著名的切尔诺贝利核事故的堆型。后者是符合世界潮流的压水堆。

第一代VVER是功率较小的VVER-210和VVER-365，没有批量建造。第二代VVER是VVER-440，440代表的是440MW功率，带有两个子型号VVER-440/V230和VVER-440/V213，形成了标准化。但是这个系列的安全性不怎么高，V230甚至没有应急堆芯冷却系统（ECCS），V213虽然有ECCS但是标准设计中却没有安全壳。

第三代是VVER-1000，是在VVER-440/V213基础上发展而来的，增加了许多安全系统，并且终于有了标配的安全壳，后来也在其基础上研制了改进后的VVER-1200和VVER-1500。该系统的主要先进性包括：广泛使用高可靠性的非能动性安全系统不需外部电源的运行允许在发生事故时反应堆设备在没有运行人员的干预下能在一段时间内冷却下来大约需要24~72 小时；堆芯燃料产生热效率较低使得事故演变较慢而使必须的措施有可能进行甚至是在事件进展的超过设计基准的情况下；设计通用的运行系统并考虑可能使用能动性安全系统；使用双层安全壳内层密封壳和外层壳能够抵挡像飞机撞击和爆炸这样的外部冲击；管理超过设计基准事故的防备系统在加强安全的同时 核电站设计者对降低建造和运行费用采取了有效措施可由以下几种方法来增强经济效益；通过改善设备及空间的安排减少非能动性系统中混凝土金属阀泵和电缆的消耗量减少能动性系统的数量；由于堆芯功率密度的降低和每堆芯寿期更大数量的更换燃料对给定富集度的燃料增加了燃耗；长的核电站服役寿期50~60 年。

VVER-1000在苏联主要是V-320型，改用西方控制系统后形成了V-428，又称为AES-91，向中国出口并参与了2002年的芬兰核电站竞标。更先进的是VVER-1000/V-392，又被称为AES-92，卖给了印度，俄罗斯新建的核电站也有采用，同时也参与了三门和阳江核电站的竞标，当然最后无悬念地失败了。VVER-1200 AES-2006就是在AES-92的基础上研制的。

所有VVER都有一个特点，其蒸汽发生器是卧式的，这与西方压水堆通行的立式蒸汽发生器不同。VVER家族当中还有热电联产堆VK-300，但它已经变成了沸水堆，是从VK-50发展而来的，但采用VVER-1000的反应堆容器。俄罗斯一度和法国人联合开发中等功率堆VVER-640/V-407，但是后来研制计划放弃了，转向了大功率的VVER-1200和VVER-1500。

中国田湾核电站采用的就是俄罗斯的VVER-1000反应堆