Réacteur VVER

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Réacteur VVER
Schéma d'un circuit primaire VVER à 4 boucles.
Présentation
Génération
I, II, III ou III+
Nombre de réacteurs
opérationnels :
VVER-440 (env. 30)
VVER-1000 (env. 35)
VVER-1200 (6)
Caractéristiques
Caloporteur
Modérateur
Neutrons
ThermiquesVoir et modifier les données sur Wikidata
Puissance électrique
VVER-440 : 440 MWe
VVER-1000 : 1 000 MWe
VVER-1200 : 1 200 MWe
VVER-TOI : 1 250 MWe
Localisation
Localisation

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Le réacteur de puissance à caloporteur et modérateur eau, abrégé VVER (du russe Vodo-Vodianoï Energuetitcheski Reaktor, ou Водо-Водяной Энергетический Реактор), ou encore WWER (Water-cooled Water-moderated Energy Reactor) ; est un réacteur nucléaire à eau pressurisée de conception soviétique, puis russe pour les modèles conçus après 1991.

Historique[modifier | modifier le code]

Du temps de l'URSS, tous les modèles de réacteurs VVER ont été développé par l'entreprise d'état OKB Gidropress[1]. Développés en parallèle de la filière de réacteurs soviétiques RBMK, les réacteurs VVER les ont supplanté après la catastrophe nucléaire de Tchernobyl impliquant un réacteur RBMK.

Après la dislocation de l'URSS, le ministère de l'énergie atomique russe MINATOM et l'industrie nucléaire soviétique sont restructurés et transférés dans le ministère domestique de l'électricité. En 2004 ce ministère devient l'Agence fédérale de l'énergie atomique, puis en 2007 une entreprise publique Russe : Rosatom[2],[3].

Depuis 2007 les réacteurs VVER sont développés par Gidropress, et construits par Atomenergoprom et Atomproekt, toutes filiales de Rosatom[4],[5].

Modèles de réacteurs[modifier | modifier le code]

Bien que de nombreux modèles de réacteurs VVER aient été développés, quatre versions « génériques » se succèdent et sont nommées selon leur puissance électrique brute unitaire[6]:

  • VVER-440 de 440 MWe ;
  • VVER-1000 de 1 000 MWe ;
  • VVER-1200 de 1 200 MWe ;
  • VVER-TOI de 1 250 MWe.

Chacune de ces versions génériques a été déclinée en plusieurs modèles (de puissance équivalente) afin d'améliorer le niveau de sûreté du réacteur, et pour s'adapter aux exigences du lieu et du pays de construction. Ainsi, par exemple, le réacteur no 1 de la centrale de Kalinine en Russie est un réacteur de modèle « VVER-1000/V338 », c'est-à-dire un VVER-1000 de version V338 ; et le réacteur no 3 de cette même centrale est un modèle « VVER-1000/V320 », soit un VVER-1000 de version V320[6].

Selon la classification internationale des générations de réacteur nucléaire, les différents modèles de VVER appartiennent à plusieurs générations :

Modèles de VVER construits, et génération de réacteur[6],[7]
Modèle générique Version État Génération de réacteur
VVER-210 V1 Prototype I
VVER-365 V3M
VVER-440 V179
V230 Série
V270
V213 II
VVER-1000 V187 Prototype II
V302
V338
V320 Série
V392B Série III
V412
V428
V446
V528
VVER-1200 V392M Prototype III+
V491 Série
V509
V523
V527
V529
VVER-TOI V501 III+

Les prototypes d'un nouveau modèle de réacteur VVER sont construits à la centrale nucléaire de Novovoronej en Russie[6],[8]:

  • le VVER-210 de faible puissance et le VVER-365 de puissance intermédiaire, prototypes des VVER-440 ;
  • le VVER-440/V179, prototype des deux modèles de série V230 et V213 ;
  • le VVER-1000/V187, premier prototype du modèle de série V320 ;
  • et le VVER-1200/V392M, prototype du modèle de série V491.

Les premiers VVER-TOI sont eux construits à la centrale nucléaire de Koursk, toujours en Russie[9].

Caractéristiques générales[modifier | modifier le code]

La disposition des 163 assemblages de combustible dans un réacteur VVER-1000 par rapport à un réacteur à eau pressurisée de conception américaine Westinghouse.

Comme tous les réacteurs à eau pressurisée (REP), le VVER utilise de l'eau légère pour le refroidissement du cœur du réacteur, ainsi que pour la modération de la réaction nucléaire. Le combustible nucléaire est du dioxyde d'uranium faiblement enrichi, de l'ordre de 2,5% pour les VVER-440, 3,5% à 4,5% pour les VVER-1000 et 5% pour les VVER-1200 et VVER-TOI[8].

Les VVER sont pratiquement les seuls REP à avoir été développés indépendamment des licences de REP américaines. Ils présentent de ce fait quelques caractéristiques uniques, comme : des branches chaudes et froides du circuit primaire soudés en 2 niveaux sur la cuve (et non 1 niveau), des générateurs de vapeur horizontaux (et non verticaux), et des assemblages de combustible nucléaire de forme hexagonale (et non carré), ainsi placés dans un cœur à pas triangulaire[10].

Les VVER-440 ont un circuit primaire à 6 boucles, et les VVER-1000, VVER-1200 et VVER-TOI un circuit primaire à 4 boucles.

Les gros composants forgés des réacteurs VVER (cuve, générateur de vapeur et pressuriseur) devaient pouvoir être transportés par voie ferrée depuis leur usine d'Atommash à Volgodonsk, jusqu'à leurs centrales nucléaires respectives[8],[11]. La cuve du réacteur, qui est l'élément dimensionnant la puissance totale du réacteur, était ainsi limitée à une taille maximum imposée par le gabarit des trains la transportant. Ce principe a limité la puissance des premiers réacteurs VVER à 1 000 MWe[8]. Le transport des cuves des réacteurs VVER-1200 et VVER-TOI par voie routière et/ou fluviale a permis de s'affranchir de cette contrainte, et ainsi développer des réacteurs de plus forte puissance (1 200 MWe)[12].

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Paramètres VVER-440 VVER-1000 VVER-1200 VVER-TOI
V230[8] V213[8] V302[8] V320[8] V491[13],[14] V501[15],[16]
Puissance thermique (MWt) 1 375 1 375 3 000 3 000 3 200 3 300
Puissance électrique nette (MWe) 413 420 960 960 1 100 1 200
Nombre d'assemblages dans le cœur 349 349 163 163 163 163
Hauteur active (m) 2,46 2,46 3,56 3,56 3,75
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 5 max
Masse uranium UO2 (t) 47,6 47,6 79,9 79,9
Nombre de boucles du circuit primaire 6 6 4 4 4 4
Pression primaire (bar) 123 123 157 157 162
Débit primaire (t/h) 39 000 42 000 76 000 80 000 86 000
Température entrée cuve (°C) 269 269 289 290 298,2
Température sortie cuve (°C) 301 301 320 322 328,9
Diamètre intérieur cuve (mm) 3 560 3 560 4 070 4 136 4 232
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 PGV-1000MKP
Type de Groupes motopompes primaires (GMPP) GTsN 310 GTsN 317 GTsN 195 GTsN 195 GCNA 1391
Pression de vapeur du circuit secondaire aux turbines (bar) 46 46 63 63 68
Température eau/vapeur (°C) 226/259 226/259 220/278 220/278 227/283,8
Type de Groupes Turbo Alternateurs (GTA) 2× K220 2× K220 1x K1000-60 1x K1000-60 1x K1200-6.8/50
Type de confinement Bunker +

soupapes

Bunker +

condenseur +

barbotage

Enceinte simple en béton précontraint Enceinte simple en béton précontraint +

liner métallique

Enceinte double parois, (interne en béton précontraint, externe en béton simple) +

liner métallique

Définitions (glossaire de la base de données PRIS de l'AIEA)[modifier | modifier le code]

Les caractéristiques des réacteurs sont données dans les tableaux ci-après ; les données sont principalement issues de la base de données PRIS (Power Reactor Information System) de l’Agence international de l'énergie atomique (AIEA)[17] qui définit ainsi les termes[17] :

  • la puissance nette correspond à la puissance électrique délivrée sur le réseau et sert d'indicateur en termes de puissance installée ;
  • la puissance brute correspond à la puissance délivrée par l'alternateur (soit la puissance nette augmentée de la consommation interne de la centrale) ;
  • la puissance thermique correspond, à la puissance délivrée par la chaudière nucléaire.

Le début de construction correspond à la date de coulage des fondations du bâtiment réacteur. Une tranche (nom utilisé pour un réacteur complet) est considérée comme opérationnelle après son premier couplage au réseau électrique. La mise en service commerciale est le transfert contractuel de l’installation du constructeur vers le propriétaire ; intervenant en principe après réalisation des tests réglementaires et contractuels, et après fonctionnement continu à 100 % pendant une durée définie au contrat de construction.

VVER-210 et VVER-365 (prototypes)[modifier | modifier le code]

Avant la longue série de réacteurs de modèle VVER-440 construits par l'URSS, deux prototypes de plus faible puissance ont été achevés à la centrale de Novovoronej[15]:

  • Le VVER-210/V1 est une « unité pilote » avec un circuit primaire à 6 boucles. La puissance électrique brute de 210 MWe, est produite par 3 groupes turbo-alternateurs de 70 MWe[8].
  • Le VVER-365/V3M est une « unité intermédiaire » avec un circuit primaire à 8 boucles. La puissance électrique brute de 365 MWe, est produite par 5 groupes turbo-alternateurs de 70 MWe[8].

Ces réacteurs de première génération sont tous les deux arrêtés depuis 1990 :

Pays Centrale Unité Statut Modèle Puissance Début de construction Raccordement au réseau Mise en service commercial Arrêt définitif
Nette

(MWe)

Brute

(MWe)

Thermique

(MWth)

Drapeau de la RussieRussie Novovoronej 1[18] Arrêté VVER-210/V1 197 210 760
2[19] Arrêté VVER-365/V3M 336 365 1 320

VVER-440[modifier | modifier le code]

Caractéristiques[modifier | modifier le code]

VVER-440 de la centrale nucléaire de Loviisa en Finlande. Derrière les lignes électrique se trouve la salle des machines commune aux deux réacteurs (bâtiments cylindriques)

On distingue deux modèles de réacteurs VVER-440 : le VVER-440/V230 (et son modèle dérivé le V270), réacteurs de première génération, et le modèle VVER-440/V213 de deuxième génération[8].

Tout comme les 24 premiers réacteurs français de 900 MWe (des paliers CP0 et CP1), les VVER-440 se construisent par paires. Chaque réacteur partage plusieurs bâtiments en commun, dont leur salle des machines (comportant la turbine et l'alternateurs)[8]. Une particularité des VVER-440 vient de leur groupe turbo-alternateur (GTA) fait de deux unités de 220 MWe jumelées, à la différence de la quasi totalité des réacteurs nucléaires mondiaux ayant un GTA unique[8].

Sûreté[modifier | modifier le code]

Par rapport aux standards occidentaux, le niveau de sûreté des VVER-440/V230 de première génération est jugé déficient sur plusieurs points :

  • une enceinte de confinement du bâtiment réacteur insuffisamment résistante à une augmentation de pression (pouvant être induite par un accident de type rupture de conduite). En effet, l'enceinte est modulaire et en béton armé (et non une enceinte en béton précontraint comme les autres REP dans le monde) ;
  • le système de refroidissement de secours du cœur n'est pas dimensionné pour une rupture complète d'une tuyauterie du circuit primaire, mais uniquement pour une rupture partielle.

Le VVER-440/V213 plus moderne et de deuxième génération a bénéficié d'améliorations sur ces points. Le refroidissement de secours du cœur est dimensionné pour une rupture totale d'une boucle primaire. Les systèmes d'injection de sécurité sont triplés (seulement doublés sur les VVER-440/V230). L'enceinte de confinement est également plus étanche, et équipée d'un volumineux système de réduction de pression appelé tour de barbotage. Enfin, les mesures anti-incendie ont été nettement améliorées[8].

Les réacteurs VVER-440 présentent un avantage important: « les grandes masses d’eau contenues dans le circuit primaire et dans les générateurs de vapeur, ainsi que la faible puissance linéique du combustible, donnent une inertie importante à l’installation. En cas d’anomalie, les délais disponibles pour intervenir sont plus longs que pour les réacteurs à eau sous pression occidentaux »[11].

Réacteurs VVER-440 dans le monde[modifier | modifier le code]

Au total, 31 réacteurs VVER-440 ont été construits, tous dans des pays de l'ex-URSS à l'exception des deux unités finlandaises de la centrale nucléaire de Loviisa. Un dernier VVER-440 est en cours de construction à la centrale de Mochovce en Slovaquie[20].

Réacteurs VVER-440/V230[modifier | modifier le code]

Les réacteurs VVER-440/V230 de première génération, ne peuvent être économiquement modernisés pour un fonctionnement de longue durée[21]. L'Union européenne a imposé à la Slovaquie et à la Bulgarie la fermeture de leurs réacteurs VVER-440/V230 (respectivement les unités no 1 et 2 de la centrale slovaque de Bohunice, et les quatre unités de la centrale bulgare de Kozlodouy) pour permettre leur adhésion à l'UE[22].

Les quatre derniers réacteurs VVER-440/V230 en service sont : le réacteur no 2 de la centrale nucléaire arménienne de Metsamor (modèle V270, dérivé du V230 avec une résistance antisismique augmentée)[8], les réacteurs no 1 et 2 de la centrale russe de Kola, et le réacteur no 4 de la centrale russe de Novovoronej (modèle V179, prototype du V230)[23].

Réacteurs VVER-440/V213[modifier | modifier le code]

18 réacteurs VVER-440/V213, de deuxième générations sont en exploitation dans les centrales de Bohunice, de Dukovany, de Kola, de Mochovce, de Loviisa, de Paks et de Rivné.

Ils ont été modernisés afin de respecter les standards de sécurité de l'Union européenne. Les deux réacteurs de la centrale nucléaire Finlandaise de Loviisa avaient été mis aux normes de sûreté occidentales dès leur conception, avec notamment l'utilisation de technologies occidentales, et une enceinte de confinement double en acier-béton armé[8],[24].

La construction des deux réacteurs Mochovce-3 et 4 en Slovaquie a été stoppé de 1992 à 2008[25],[26]. Après reprise des travaux, le réacteur no 3 de la centrale de Mochovce entre en service commerciale en 2024. Le réacteur no 4 (dernier VVER-440 en cours de construction dans le monde) devrait entrer en service en 2025-2026[27].

VVER-440 en service, en construction ou à l'arrêt
Pays Centrale Unité Statut Modèle Puissance Début de construction Raccordement au réseau Mise en service commercial Arrêt définitif
Nette

(MWe)

Brute

(MWe)

Thermique

(MWth)

Drapeau de l'ArménieArménie Metsamor 1[28] Arrêté VVER-440/V270 376 408 1 375
2[29] Opérationnel 416 448 1 375
Drapeau de la BulgarieBulgarie Kozlodouy 1[30] Arrêté VVER-440/V230 408 440 1 375
2[31] Arrêté 408 440 1 375
3[32] Arrêté 408 440 1 375
4[33] Arrêté 408 440 1 375
Drapeau de la FinlandeFinlande Loviisa 1[34] Opérationnel VVER-440/V213 507 531 1 500
2[35] Opérationnel 507 531 1 500
Drapeau de la HongrieHongrie Paks 1[36] Opérationnel VVER-440/V213 479 509 1 485
2[37] Opérationnel 479 509 1 485
3[38] Opérationnel 479 509 1 485
4[39] Opérationnel 479 509 1 485
Drapeau de la RussieRussie Kola 1[40] Opérationnel VVER-440/V230 411 440 1 375
2[41] Opérationnel 411 440 1 375
3[42] Opérationnel VVER-440/V213 411 440 1 375
4[43] Opérationnel 411 440 1 375
Novovoronej 3[44] Arrêté VVER-440/V179 385 417 1 375
4[45] Opérationnel 385 417 1 375
Drapeau de la SlovaquieSlovaquie Bohunice 1[46] Arrêté VVER-440/V230 408 440 1 375
2[47] Arrêté 408 440 1 375
3[48] Opérationnel VVER-440/V213 466 500 1 471
4[49] Opérationnel 466 500 1 471
Mochovce 1[50] Opérationnel VVER-440/V213 467 500 1 471
2[51] Opérationnel 467 500 1 471
3[52] Opérationnel 440 471 1 375 2024
4[53] En construction 440 471 1 375
Drapeau de la TchéquieTchéquie Dukovany 1[54] Opérationnel VVER-440/V213 468 500 1 444
2[55] Opérationnel 471 500 1 444
3[56] Opérationnel 468 500 1 444
4[57] Opérationnel 471 500 1 444
Drapeau de l'UkraineUkraine Rivné 1[58] Opérationnel VVER-440/V213 381 420 1 375
2[59] Opérationnel 376 415 1 375

VVER-1000[modifier | modifier le code]

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

Caractéristiques[modifier | modifier le code]

Le réacteur VVER-1000 à été développé par l'URSS dans les années 1970, à partir du VVER-440. L'objectif était de développer un modèle de réacteur de forte puissance (~1 000 MWe), avec un niveau de sûreté équivalent à celui des réacteurs occidentaux de l'époque[10].

Contrairement aux VVER-440, le VVER-1000 se construit à l'unité et possède un seul groupe turbo-alternateur (GTA) de 1 000 MWe.

Le programme de développement du VVER-1000 s’est déroulé en trois grandes étapes[8],[10]:

  1. la réalisation d’un prototype, le modèle V187, réacteur no 5 de la centrale Russe de Novovoronej. Ce dernier a encore un GTA constitué de deux unités jumelées de 500 MWe.
  2. le développement de deux modèles « pré-standard » sous les appellations V302 puis V338, dont quatre exemplaires ont été construits : les réacteurs no 1 (V302) et no 2 (V338) de la centrale d'Ukraine du Sud et les réacteurs no 1 et 2 (V338) de la centrale Russe de Kalinine. Ces modèles sont encore construits en tranche jumelée, avec des bâtiments communs aux deux réacteurs.
  3. un modèle de série, dit V320. Ce dernier modèle est de deuxième génération dite « avancée », à l’image du réacteur N4 français ou du réacteur Konvoi allemand.

C’est sur le modèle V320 que seront développés les VVER de troisième génération : VVER-1000/V392, et VVER-1200[10].

Lors de sa conception, le VVER avait une durée de vie opérationnelle prévue de 35 ans, mais des études de conception plus récentes et les modifications apportées (remplacements et améliorations d'équipements) ont permis de porter la durée de vie à 50 ans.[réf. souhaitée] De nombreux réacteurs VVER-1000 atteignent et dépassent en 2024 la barre des 35 ans d’exploitation (voir tableau ci-après).

Sûreté[modifier | modifier le code]

Le VVER-1000 reprend le concept du VVER-440, en le modernisant et en améliorant sa sûreté afin de la rapprocher de celle des réacteurs occidentaux, avec par exemple :

  • l'introduction autour du réacteur d'une enceinte de confinement à simple parois en béton précontraint, et dotée d'une peau d'étanchéité métallique sur sa face interne (enceinte similaire aux réacteurs français de 900 MW)[11];
  • des systèmes de sauvegardes organisés en trois trains indépendants (3×100 %), chaque train étant alimenté par un générateur Diesel de secours indépendant[11];
  • un système d’aspersion de l'enceinte de confinement en cas d'augmentation de pression interne (cas d'une rupture du circuit primaire), système similaire à l'EAS des réacteurs français[60],[61];
  • une piscine de stockage du combustible usé à l’intérieur de l’enceinte de confinement[10].

Néanmoins, selon l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), plusieurs points de sûreté sont en retrait par rapport aux standards occidentaux[11]:

  • un manque de protection contre les surpressions à froid,
  • un manque de diversification des moyens de refroidissement des principales pompes, y compris celles de sauvegarde,
  • une autonomie insuffisante de la source de refroidissement ultime en cas d’accident.

Pour correspondre aux normes de l'Union Européenne, les réacteurs VVER-1000 ont été modernisé : changement de l'instrumentation du réacteur, installation d'ordinateurs plus performants, ainsi que quelques transformations constructives.[réf. nécessaire].

Réacteurs VVER-1000 dans le monde[modifier | modifier le code]

En 2024, 35 réacteurs VVER-1000, tous modèles confondus, sont opérationnels dans le monde et sept autres sont en construction (cf tableau). Le parc se compose principalement de 28 réacteurs de deuxième génération[6]:

  • 23 réacteurs du modèle « de série » V320,
  • 1 prototype V187,
  • et 4 réacteurs de modèle « pré-standard» V302 et V338.

Et de 7 réacteurs de troisième génération[6]:

  • 4 réacteurs de modèle V428 et V428M à la centrale de Tianwan (modèle développé pour la Chine et dérivé du V392),
  • 2 réacteurs de modèle V412 à la centrale de Kudankulam (modèle développé pour l'Inde et dérivé du V392),
  • 1 réacteur de modèle V446 à la centrale de Bouchehr (modèle développé pour l'Iran à partir du V392, et d'un premier réacteur inachevé par Siemens). L'appartenance de ce réacteur à la troisième génération est contesté[6].
VVER-1000 en service ou en construction
Pays Centrale Unité Statut Modèle Puissance Début de construction Raccordement au réseau Mise en service commercial
Nette

(MWe)

Brute

(MWe)

Thermique

(MWth)

Drapeau de la BulgarieBulgarie Kozlodouy 5[62] Opérationnel VVER-1000/V320 1 003 1 040 3 120
6[63] Opérationnel 1 003 1 040 3 120
Drapeau de la République populaire de ChineChine Tianwan 1[64] Opérationnel VVER-1000/V428

(AES-91)

1 000 1 060 3 000
2[65] Opérationnel 1 000 1 060 3 000
3[66] Opérationnel VVER-1000/V428M

(AES-91)

1 060 1 126 3 000
4[67] Opérationnel 1 060 1 126 3 000
Drapeau de l'IndeInde Kudankulam 1[68] Opérationnel VVER-1000/V412

(AES-92)

932 1 000 3 000
2[69] Opérationnel 932 1 000 3 000
3[70] En construction 917 1 000 3 000
4[71] En construction 917 1 000 3 000
5[72] En construction 917 1 000 3 000
6[73] En construction 917 1 000 3 000
Drapeau de l'IranIran Bouchehr 1[74] Opérationnel VVER-1000/V446 915 1 000 3 000
2[75] En construction VVER-1000/V528

(AES-92)

974 1 057 3 012
Drapeau de la RussieRussie Balakovo 1[76] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
2[77] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[78] Opérationnel 950 1 000 3 000
4[79] Opérationnel 950 1 000 3 000
Kalinine 1[80] Opérationnel VVER-1000/V338 950 1 000 3 000
2[81] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[82] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 200
4[83] Opérationnel 950 1 000 3 200
Novovoronej 5[84] Opérationnel VVER-1000/V187 950 1 000 3 000
Rostov 1[85] Opérationnel VVER-1000/V320 989 1 041 3 200
2[86] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[87] Opérationnel 950 1 000 3 000
4[88] Opérationnel 979 1 030 3 000
Drapeau de la TchéquieTchéquie Temelín 1[89] Opérationnel VVER-1000/V320 1 027 1 082 3 120
2[90] Opérationnel 1 027 1 082 3 120
Drapeau de l'UkraineUkraine Khmelnitski 1[91] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
2[92] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[93] En construction VVER-1000/V392B 1 035 1 089 3 132
4[94] En construction 1 035 1 089 3 132
Rivné 3[95] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
4[96] Opérationnel 950 1 000 3 000
Ukraine du Sud 1[97] Opérationnel VVER-1000/V302 950 1 000 3 000
2[98] Opérationnel VVER-1000/V338 950 1 000 3 000
3[99] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
Zaporijia 1[100] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
2[101] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[102] Opérationnel 950 1 000 3 000
4[103] Opérationnel 950 1 000 3 000
5[104] Opérationnel 950 1 000 3 000
6[105] Opérationnel 950 1 000 3 000

VVER-1200[modifier | modifier le code]

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Caractéristiques[modifier | modifier le code]

Le réacteur VVER-1200 (ou AES-2006) appartient à la génération « III+ ». Il est une évolution du VVER-1000[6].

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+[106].

Sûreté[modifier | modifier le code]

Les améliorations par rapport au VVER-1000 sont une enceinte de confinement à double parois : une interne en béton précontraint doublée d'un liner métallique étanche, et une externe en béton[14].

Réacteurs VVER-1200 dans le monde[modifier | modifier le code]

Les quatre réacteurs VVER-1200/V509 en construction à la centrale d'Akkuyu en Turquie, bien que dérivés du modèle VVER-1200/V392M, ont des caractéristiques proches du VVER-TOI/V510[15],[107].

VVER-1200 (ou AES-2006)
Pays Centrale Unité Statut Modèle Puissance Début de construction Raccordement au réseau Mise en service commercial
Nette

(MWe)

Brute

(MWe)

Thermique

(MWth)

Drapeau du BangladeshBangladesh Rooppur 1[108] En construction VVER-1200/V523 1 080 1 200 3 200 2025[109]
2[110] En construction 1 080 1 200 3 200
3[109] En projet
4[109] En projet
Drapeau de la BiélorussieBiélorussie Astraviets 1[111] Opérationnel VVER-1200/V491 1 110 1 194 3 200
2[112] Opérationnel 1 110 1 194 3 200
Drapeau de la République populaire de ChineChine Tianwan 7[113] En construction VVER-1200/V491 1 171 1 265 3 200 2026-2027[114]
8[115] En construction 1 171 1 265 3 200
Xudabao 3[116] En construction VVER-1200/V491 1 200 1 274 3 200 2027-2028[114]
4[117] En construction 1 200 1 274 3 200
Drapeau de l'ÉgypteÉgypte El-Dabaa 1[118] En construction VVER-1200/V529 1 100 1 200 3 200 avant 2031[119]
2[120] En construction 1 100 1 200 3 200
3[121] En construction 1 100 1 200 3 200
4[122] En construction 1 100 1 200 3 200
Drapeau de la HongrieHongrie Paks-II 2-1[123] En projet VVER-1200/V527[15] 2024
2-2[123] En projet
Drapeau de la RussieRussie Novovoronej-II 2-1[124] Opérationnel VVER-1200/V392M 1 114 1 180 3 200
2-2[125] Opérationnel 1 114 1 180 3 200
Leningrad-II 2-1[126] Opérationnel VVER-1200/V491 1 066 1 188 3 200
2-2[127] Opérationnel 1 066 1 188 3 200
2-3[128] En construction 1 150 1 199 3 200 2030[129]
2-4[129] En projet 1 150 1 199 3 200
Drapeau de la TurquieTurquie Akkuyu 1[130] En construction VVER-1200/V509 1 114 1 200 3 200 2025[131]
2[132] En construction 1 114 1 200 3 200 2025-2028[131]
3[133] En construction 1 114 1 200 3 200 2025-2028[131]
4[134] En construction 1 114 1 200 3 200 2028[131]

VVER-TOI[modifier | modifier le code]

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Le réacteur VVER-TOI (pour Typical Optimised, with enhanced Information), ou AES-2010, appartient à la génération dite « III+ ». Il s'agit d'une optimisation du réacteur VVER-1200/V392M[16],[135]. Sa dénomination initiale était VVER-1300[6].

Par rapport au VVER-1200, le VVER-TOI a une puissance électrique brute légèrement augmentée à 1 300 MW, un coût de fabrication optimisé (-20 %), un planning de construction plus court (40 à 48 mois annoncés) et une amélioration des caractéristiques d’exploitation. La cuve du réacteur comporte quatre soudures (contre six pour le VVER-1200) ce qui est de nature à diminuer le vieillissement de la cuve sous l'effet de l'irradiation[15],[12].Il est conçu pour fonctionner durant au moins 60 ans, avec une possibilité de prolongation à 100 ans[15].

La construction des deux premières unités VVER-TOI, modèle V510, a débuté en 2018 et 2019 à la centrale nucléaire Russe de Koursk-II[9].

VVER-TOI
Pays Centrale Unité Statut Modèle Puissance Début de construction Raccordement au réseau Mise en service commercial
Nette

(MWe)

Brute

(MWe)

Thermique

(MWth)

Drapeau de la RussieRussie Koursk-II 2-1[136] En construction VVER-TOI/V510 1 200 1 255 3 300
2-2[137] En construction 1 200 1 255 3 300
2-3[138] En projet VVER-TOI ~1 200 ~3 300
2-4[138] En projet VVER-TOI ~1 200 ~3 300
Smolensk-II 2-1[139] En projet VVER-TOI ~1 200 ~3 300 2032
2-2[139] En projet VVER-TOI ~1 200 ~3 300 2034

Projets VVER annulés[modifier | modifier le code]

Plusieurs projets de construction de réacteurs VVER ont été annulés, avant voire pendant leur construction. Les principales raisons sont d'ordre économique ou politique (dislocation de l'URSS, guerre, etc.)[140],[141].

Le VVER-440/V318 de la centrale cubaine de Juragua était basé sur le VVER-440/V213, amélioré d'une enceinte de confinement cylindrique simple en béton armé, un refroidissement à barbotage intégré dans l'enceinte de confinement, et un contrôle-commande de technologie occidentale[8]. La construction débutée en 1983 est arrêtée en 1992, et le projet abandonné en 2000[140].

Pays Centrale Unité Modèle Puissance Statut Date d'arrêt / notes
Nette

(MWe)

Brute

(MWe)

Thermique

(MWth)

Drapeau de CubaCuba Juragua 1[6] VVER-440/V318 ~ 400 ~ 440 ~ 1 400 Construction abandonnée Abandonné en 2000[140]
2[6] ~ 400 ~ 440 ~ 1 400
Drapeau de la FinlandeFinlande Hanhikivi 1 VVER-1200/V491 1 110 1 194 3 200 Annulé avant construction Projet annulé en 2022 pour raisons économiques et politiques (invasion de l'Ukraine par la Russie)[141]
Drapeau de la RussieRussie Balakovo 5[138] VVER-1000/V320 950 1 000 3 000 Construction abandonnée Construction arrêtée en 1992
6[138] VVER-1000/V320 950 1 000 3 000 Construction abandonnée Construction arrêtée en 1992
Drapeau de l'UkraineUkraine Ukraine du Sud 4 VVER-1000/V320 950 1 000 3 000 Construction abandonnée Construction annulée en 1989

Notes et références[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

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Liens externes[modifier | modifier le code]

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