Réacteur VVER

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Le réacteur de puissance à caloporteur et modérateur eau, abrégé VVER (traduit du russe : Водо-Водяной Энергетический Реактор, Vodo-Vodianoï Energuetitcheski Reaktor), ou bien WWER (traduit de l'anglais : Water Water Energy Reactor), est un réacteur à eau pressurisée soviétique, puis russe.

Il supplante actuellement largement la filière des RBMK, surtout depuis l'accident de Tchernobyl.

Schéma d'un réacteur soviétique VVER-1000 à eau pressurisée
1 - Mécanismes de commande des barres de contrôle
2 - Couvercle de la cuve du réacteur
3 - Corps de la cuve du réacteur
4 - Tubulures d'entrée/sortie superposées
5 - Espace annulaire (lame d'eau)
6 - Internes inférieurs
7 - Élément combustible du cœur

Générations de réacteurs[modifier | modifier le code]

Quatre générations de réacteurs VVER se succèdent, nommées selon la puissance unitaire et le modèle.

Identification des différents modèles de VVER[1]
Génération

de VVER

petits réacteurs grands réacteurs
1 VVER-210 ,VVER-365 ,VVER-440/V-230, V-179,V-270  
2 VVER-440/V-213 VVER-1000,V-187,V-302,V-320,V-338
3 VVER-640/407, V-470 et VPBER-600 VVER-1000/446, V-412,V-446
3+ VVER-500/V-407 VVER-1200,V-392M,V-491,V-501

Contrairement aux autres REP, les générateurs de vapeur sont horizontaux et sur les VVER-440 la pression et la température sont plus basses.

Les VVER-440 ont 6 boucles primaires, les VVER 1000 et 640 en ont 4.

Caractéristiques générales[modifier | modifier le code]

Paramètres[2] VVER-440 VVER-1000
V-230 V-213 V-302 V-320
Puissance thermique (MWt) 1375 1375 3000 3000
Puissance électrique (MWe) 413 420 960 960
Nombre d'assemblage dans le coeur 349 349 163 163
Hauteur active (m) 2,46 2.46 3.56 3.56
Diamètre moyen (m) 2,88 2,88 3,12 3,12
Enrichissement (%) 2,4/3,6 2,4/3,6 3,3/4,4 3,3/4,4
Masse uranium UO2 (t) 47,6 47,6 79,9 79,9
Nombre de boucles circuit primaire 6 6 4 4
Pression primaire (bar) 123 123 157 157
Débit primaire (t/h) 39 000 42 000 76 000 80 000
Température entrée cuve (C°) 269 269 289 290
Température sortie cuve (C°) 301 301 320 322
Diamètre intérieur cuve (mm) 3560 3560 4070 4136
Hauteur cuve totale (m) 11,8 11,8 10,9 10,9
Type générateur de vapeur (GV) MTB-4 MTB-4 PGV-1000 PGV-1000
Type de Groupes motopompes primaires (GMPP) GTsN 310 GTsN 317 GTsN 195 GTsN 195
Pression de vapeur du système secondaire aux turbines (bar) 46 46 63 63
Température eau/vapeur (C°) 226/259 226/259 220/278 220/278
Type de Groupes Turbo Alternateurs (GTA) 2 × K 220 2 × K 220 K1000-60 K1000-60
Type de confinement Bunker+

soupapes

Bunker+

condenseur

barbotage

Enceinte

béton pré.

Cyl.simple+

peau

VVER-440[modifier | modifier le code]

On distingue deux types de réacteurs VVER-440: une première génération jusqu’au modèle VVER-440/230 et une deuxième génération plus récente (modèle VVER-440/213). Comme tous les réacteurs à eau pressurisée, le VVER-440 utilise l'eau pour le refroidissement du réacteur ainsi que pour la modération de la réaction nucléaire. Le combustible est du dioxyde d'uranium peu enrichi. L'une des caractéristiques du VVER-440 est la construction de paires de tranches avec une salle des turbines commune.

Par rapport aux standards occidentaux, les VVER sont jugés déficients sur les points suivants :

  • enceinte de confinement du réacteur insuffisamment résistante à une augmentation de pression (enceinte modulaire en béton armé, et non une enceinte en béton précontraint comme sur les autres REP dans le monde),
  • pour les VVER-440/230, le système de refroidissement de secours du cœur n'est pas dimensionné pour une rupture complète d'une tuyauterie primaire (APRP petite brèche).

La version modernisée 440/213 a bénéficié d'améliorations sur ces points. Ainsi, le refroidissement de secours du cœur est dimensionné pour une rupture totale d'une boucle primaire. De plus, les systèmes de sûreté sont triplés, alors qu'ils ne sont que doublés sur les VVER-440/230 et la plupart des REP en service dans le monde. Leurs enceintes de confinement sont également plus étanches et sont équipées d'un système très volumineux de réduction de pression (appelé tour de barbotage). Enfin, les mesures anti-incendie ont été nettement améliorées.

Cela étant, les VVER-440 présentent un avantage important : ils ont une quantité très importante d'eau primaire et secondaire par rapport à la puissance thermique du cœur, ce qui les rend "pardonnants" et donne un comportement en général plus "mou" en cas d'incident ainsi qu'un délai d'intervention de l'équipe de quart beaucoup plus important que les réacteurs REP occidentaux.

Des réacteurs VVER-440/213 sont en exploitation entre autres à Dukovany, Bohunice, Mochovce et Paks, ils ont été modernisés dans le but de respecter les standards de sécurité de l'Union européenne. Deux autres réacteurs sont aussi en exploitation sur le site de la centrale nucléaire de Loviisa en Finlande, ces deux réacteurs ont été mis aux normes de sûreté occidentales dès leur conception[3]. D’autres réacteurs sont aussi en exploitation en Russie.

Les réacteurs VVER-440/230 ne peuvent être économiquement modernisés. Les derniers réacteurs, de ce type, en service sont le 2ème réacteur de la centrale nucléaire de Metsamor près d’Erevan en Arménie, deux réacteurs à Kola et un réacteur à Novovoronej en Russie.

VVER-1000[modifier | modifier le code]

Disposition du réacteur, des quatre boucles primaires (pompes primaires, générateurs de vapeur horizontaux) et du pressuriseur d'un VVER-1000

Le VVER-1000 reprend le concept du VVER-440 tout en le modernisant et en améliorant la sécurité, notamment par l'introduction d'une enceinte de confinement simple autour du réacteur en béton précontraint et une peau d'étanchéité métallique. Il possède quatre boucles primaires non isolables, la limitation de la pression de l’enceinte est assurée par un système d’aspersion[4].

Ils se construisent à l'unité contrairement aux VVER-440 et possèdent un seul Groupe de Turbo Alternateur (GTA).

Le premier prototype de VVER-1000 (V-187) a été mis en service à la centrale nucléaire de Novovoronej en 1980.

Lors de sa première construction, le VVER-1000 était conçu pour une durée de vie opérationnel de 35 ans, mais des études de conception plus récentes ont permis d'augmenter la durée de vie portée désormais à 50 ans avec le remplacement de l'équipement. La plupart des réacteurs VVER russes atteignent et dépassent maintenant la barre des 35 ans d’exploitation.

Les bases de dimensionnement sont comparables à celles des réacteurs occidentaux et les systèmes de sauvegarde présentent une triple redondance fonctionnelle.

Il produit désormais 1000MWe. Les réacteurs VVER-1000 sont modernisables pour correspondre aux normes européennes. Il faut surtout changer l'instrumentation du réacteur et installer des ordinateurs plus performants. De plus, quelques transformations constructives sont conseillées.

De nombreux réacteurs VVER-1000 sont en service et se trouvent entre autres à la centrale nucléaire de Temelín en Tchéquie et à la centrale nucléaire de Bouchehr en Iran.

La disposition des assemblages de combustibles dans un réacteur VVER-1000 par rapport à un réacteur à eau pressurisée de conception américaine Westinghouse.

VVER-1200[modifier | modifier le code]

Le réacteur VVER-1200 (ou AES-2006)[5] est une évolution du VVER-1000. Il est conçu pour une durée de vie de conception de 60 ans avec un facteur de charge de 90% et nécessitant environ 35% de personnel exploitant en moins que le VVER-1000. Il est également plus puissant avec une capacité de 1.200 mégawatts et répond à toutes les exigences de sûreté internationales des centrales nucléaires de génération III +

Conçu par Atomproekt avec des systèmes de sécurité améliorés par rapport aux générations précédentes et mise en service notamment à la centrale nucléaire de Novovoronej et la centrale nucléaire de Leningrad.


VVER -TOI[modifier | modifier le code]

Conception en 3D d'un réacteur VVER-TOI

L'acronyme TOI signifie Typique Optimisé et Informatisé. Le réacteur VVER-TOI est un développement et une optimisation du réacteur VVER-1200.

Il est caractérisé par une puissance légèrement augmentée qui est désormais portée à 1300MW, un coût de fabrication optimisé (-20%), un planning de construction plus court (40 mois) et une amélioration des caractéristiques d’exploitation. Il se base sur le type AES-2006/V-392M et porte la désignation V-510. Il est conçu pour fonctionner durant 60 ans, avec une possibilité de prolongation à 80 ans.

La construction des deux premières unités VVER-TOI a débuté en 2018 et 2019 en Russie à la centrale nucléaire de Kursk II.[6]

Liste des réacteurs VVER en services, planifiés ou en constructions[modifier | modifier le code]

Nom de la centrale Pays Réacteurs Notes
Akkuyu Turquie 4 × VVER-1200/513

AES-2006 au standard TOI

En construction mise en service prévu en 2023.[7]
Astraviets Biélorussie 2 × VVER-1200/491 En construction mise en service prévu en 2020.[8]
Balakovo Russie 4 × VVER-1000/320 +

(2 × VVER-1000/320)

Construction des cinquième et sixième réacteurs arrêtée en 1992.
Béléné Bulgarie 2 × VVER-1000/466B Projet suspendu , puis relancé en 2019.[9]
Bohunice Slovaquie 2 × VVER-440/230

2 × VVER-440/213

Deux réacteur arrêtés en 2006 et 2008.
Bouchehr Iran 1 × VVER-1000/446

(2 × VVER-1000/528)

Construction de deux réacteurs supplémentaire depuis 2016.[10]
Dukovany République

Tchèque

4 × VVER 440/213 Projet de deux réacteurs supplémentaire.[11]
Kalinine Russie 2 × VVER-1000/338

2 × VVER-1000/320

Hanhikivi Finlande 1 × VVER-1200/491 En projet. Début de construction prévu en 2021.[12]
Khmelnitski Ukraine 2 × VVER-1000/320

(2 × VVER-1000/392B)

Constructions des unités 3 et 4 arrêtées en 1990.[13]
Kola Russie 2 × VVER-440/230

2 × VVER-440/213

Kudankulam Inde 2 × VVER-1000/412 (AES-92)

(2 × VVER-1000/412) (AES-92)

Deux réacteurs mis en service en 2013 et 2016. Deux autres tranches en constructions.[14]
Kozlodouy Bulgarie 2 × VVER-1000

4 × VVER-440/230

Quatre tranches VVER-440/230 arrêtés en 2002 et 2006.
Kursk II Russie 4 × VVER-TOI Premier VVER-TOI en Russie et au monde. Deux tranches mise en chantier en 2018[7] et 2019.[15]
Leningrad II Russie 2 × VVER-1200/491 Premier et deuxième réacteurs mis en service en 2018 et 2020 + 2 autres en projet.[9]
Loviisa Finlande 2 × VVER-440/213 Systèmes de contrôle occidentaux, structures de confinement différente.
Metsamor Arménie 2 × VVER-440/270 Mise à l'arrêt définitif du réacteur N°1 en .
Mochovce Slovaquie 2 × VVER-440/213

(2 × VVER-440/213)

Unité 3 et 4 en construction, mise en service prévu en 2020 et 2021.[8]
Novovoronej Russie 1 × VVER-210 (V-1)

1 × VVER-365 (V-3M)

2 × VVER-440/179

1 × VVER-1000/187

2 × VVER-1200/392M

Plus vieille centrale nucléaire de production d'électricité en Russie.

À ce jour, trois réacteurs sont arrêtés et quatre réacteurs sont en service.

Paks Hongrie 4 × VVER-440/213

(2 × VVER-1200/517)

Projet de deux VVER-1200 supplémentaire planifié pour 2026.[10]
Rivné Ukraine 2 × VVER-440/213

2 × VVER-1000/320

Rooppur Bangladesh 2 × VVER- 1200/523 En construction, mise en service prévu en 2023.[11]
Rostov Russie 4 × VVER-1000/320
Temelín République

Tchèque

2 × VVER-1000/320 Deux autres réacteurs en projets.[12]
Tianwan Chine 2 × VVER-1000/428 (AES-91)

2 × VVER-1000/428M (AES-91)

Ukraine du Sud Ukraine 1 × VVER-1000/302

1 × VVER-1000/338

1 × VVER-1000/320

(1 × VVER-1000/320)

Construction d'un quatrième réacteur annulée en 1989.
Zaporijia Ukraine 6 × VVER-1000/320 Centrale la plus puissante d'Europe.


Liens externes[modifier | modifier le code]

Notes et références[modifier | modifier le code]

Notes[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

  1. (en) « VVER reactors:clean and reliable source of energy in the past and in the future »
  2. « DESCRIPTIONS DES WER »
  3. Loviisa : the VVER exception, AIEA, 1991
  4. « Les réacteur VVER »
  5. (en) « Development of the NPP Designs Based on the VVER Technology V.G. AsmolovRussian Federationthe VVER Technology »
  6. « Russie: lancement de la construction de la première tranche VVER-TOI | Forum nucléaire suisse », sur www.nuklearforum.ch (consulté le 18 avril 2020)
  7. a et b « Nuclear Power in Turkey | Nuclear Energy In Turkey - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le 18 avril 2020)
  8. a et b « Nuclear Power in Belarus - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le 18 avril 2020)
  9. a et b THIEBAUT | sam 24 Août 2019, « Reprise du projet de seconde centrale nucléaire en Bulgarie », sur L'EnerGeek, (consulté le 18 avril 2020)
  10. a et b « Iran: début de la construction de deux nouveaux réacteurs nucléaires », sur LExpress.fr, (consulté le 18 avril 2020)
  11. a et b « Nuclear Power in the Czech Republic | Nuclear Power in Czechia - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le 18 avril 2020)
  12. a et b « Nuclear Energy in Finland | Finnish Nuclear Power - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le 18 avril 2020)
  13. « Ukraine: L’achèvement de Khmelnitski 3 et 4 de nouveau d’actualité | Forum nucléaire suisse », sur www.nuklearforum.ch (consulté le 18 avril 2020)
  14. « Nuclear Power in India | Indian Nuclear Energy - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le 18 avril 2020)
  15. « Russie: lancement de la construction de Kursk-II 2 | Forum nucléaire suisse », sur www.nuklearforum.ch (consulté le 18 avril 2020)