Réacteur VVER
Génération | I, II, ou III |
---|---|
Nombre de réacteurs | opérationnels : VVER-440 (env. 30) VVER-1000 (env. 35) VVER-1200 (6) |
Caloporteur | |
---|---|
Modérateur | |
Neutrons | Thermiques |
Puissance électrique | VVER-440 : 440 MWe VVER-1000 : 1 000 MWe VVER-1200 : 1 200 MWe VVER-TOI : 1 250 MWe |
Localisation |
---|
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 à eau pressurisée de conception soviétique, puis russe pour les modèles conçus après 1991.
Développés en parallèle de la filière de réacteurs soviétiques RBMK, les réacteurs VVER ont supplanté ces derniers après la catastrophe nucléaire de Tchernobyl impliquant un réacteur RBMK.
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[1]:
- 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[1].
Selon la classification internationale des générations de réacteur nucléaire, les différents modèles de VVER appartiennent à plusieurs générations :
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 | ||
V412 | Série | III | |
V428 | |||
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[1],[3]:
- 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[4].
Caractéristiques générales[modifier | modifier le code]
Les VVER sont pratiquement les seuls réacteurs à eau pressurisée (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, des générateurs de vapeur horizontaux (et non verticaux), et des assemblages de combustible nucléaire à section hexagonale (et non carré), ainsi placés dans un cœur à pas triangulaire[5].
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[3]. 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[3]. 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)[6].
Paramètres | VVER-440 | VVER-1000 | VVER-1200 | VVER-TOI | ||
---|---|---|---|---|---|---|
V230[3] | V213[3] | V302[3] | V320[3] | V491[7],[8] | V501[9] | |
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 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 | 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)[10] qui définit ainsi les termes[10] :
- 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[9]:
- 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[3].
- 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[3].
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) | |||||||||
Russie | Novovoronej | 1[11] | Arrêté | VVER-210/V1 | 197 | 210 | 760 | ||||
2[12] | Arrêté | VVER-365/V3M | 336 | 365 | 1 320 |
VVER-440[modifier | modifier le code]
Caractéristiques[modifier | modifier le code]
On distingue deux types de réacteurs VVER-440 : le VVER-440/V230 de première génération (ainsi que son modèle dérivé le V270), et le modèle VVER-440/V213 de deuxième génération. 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. Il possède six boucles primaires isolables[3].
Les réacteurs VVER-440 se construisent par paires car ils partagent plusieurs bâtiments en commun, dont leur salle des machines comportant les turbines et les alternateurs[3]. Les 24 premiers réacteurs français de 900 MWe (paliers CP0 et CP1) partagent également cette caractéristique. Une particularité des VVER-440 vient de leur groupe turbo-alternateur (GTA) fait de deux plus petites unités de 220 MWe jumelées, à la différence de la quasi totalité des réacteurs nucléaires mondiaux ayant un GTA unique[3].
Par rapport aux standards occidentaux, les VVER-440 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 du circuit primaire (APRP petite brèche).
La version modernisée VVER-440/V213 a bénéficié d'améliorations sur ces points. Ainsi, 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). 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[3].
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 »[13].
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[14].
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[15]. 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[16].
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)[3], 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)[17].
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 réacteurs de la centrale nucléaire Finlandaise de Loviisa avaient été mis aux normes de sûreté occidentales dès leur conception[18].
La construction des deux réacteurs Mochovce-3 et 4 en Slovaquie a été stoppé de 1992 à 2008[19],[20]. 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[21].
Pays | Centrale | Unité | Statut | Modèle | Puissance | Début de construction | Raccordement au réseau | Mise en service commercial | Arrêt définitif | ||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Nette (MWe) | Brute (MWe) | Thermique (MWth) | |||||||||
Arménie | Metsamor | 1[22] | Arrêté | VVER-440/V270 | 376 | 408 | 1 375 | ||||
2[23] | Opérationnel | 416 | 448 | 1 375 | |||||||
Bulgarie | Kozlodouy | 1[24] | Arrêté | VVER-440/V230 | 408 | 440 | 1 375 | ||||
2[25] | Arrêté | 408 | 440 | 1 375 | |||||||
3[26] | Arrêté | 408 | 440 | 1 375 | |||||||
4[27] | Arrêté | 408 | 440 | 1 375 | |||||||
Finlande | Loviisa | 1[28] | Opérationnel | VVER-440/V213 | 507 | 531 | 1 500 | ||||
2[29] | Opérationnel | 507 | 531 | 1 500 | |||||||
Hongrie | Paks | 1[30] | Opérationnel | VVER-440/V213 | 479 | 509 | 1 485 | ||||
2[31] | Opérationnel | 479 | 509 | 1 485 | |||||||
3[32] | Opérationnel | 479 | 509 | 1 485 | |||||||
4[33] | Opérationnel | 479 | 509 | 1 485 | |||||||
Russie | Kola | 1[34] | Opérationnel | VVER-440/V230 | 411 | 440 | 1 375 | ||||
2[35] | Opérationnel | 411 | 440 | 1 375 | |||||||
3[36] | Opérationnel | VVER-440/V213 | 411 | 440 | 1 375 | ||||||
4[37] | Opérationnel | 411 | 440 | 1 375 | |||||||
Novovoronej | 3[38] | Arrêté | VVER-440/V179 | 385 | 417 | 1 375 | |||||
4[39] | Opérationnel | 385 | 417 | 1 375 | |||||||
Slovaquie | Bohunice | 1[40] | Arrêté | VVER-440/V230 | 408 | 440 | 1 375 | ||||
2[41] | Arrêté | 408 | 440 | 1 375 | |||||||
3[42] | Opérationnel | VVER-440/V213 | 466 | 500 | 1 471 | ||||||
4[43] | Opérationnel | 466 | 500 | 1 471 | |||||||
Mochovce | 1[44] | Opérationnel | VVER-440/V213 | 467 | 500 | 1 471 | |||||
2[45] | Opérationnel | 467 | 500 | 1 471 | |||||||
3[46] | Opérationnel | 440 | 471 | 1 375 | 2024 | ||||||
4[47] | En construction | 440 | 471 | 1 375 | |||||||
Tchéquie | Dukovany | 1[48] | Opérationnel | VVER-440/V213 | 468 | 500 | 1 444 | ||||
2[49] | Opérationnel | 471 | 500 | 1 444 | |||||||
3[50] | Opérationnel | 468 | 500 | 1 444 | |||||||
4[51] | Opérationnel | 471 | 500 | 1 444 | |||||||
Ukraine | Rivné | 1[52] | Opérationnel | VVER-440/V213 | 381 | 420 | 1 375 | ||||
2[53] | Opérationnel | 376 | 415 | 1 375 |
VVER-1000[modifier | modifier le code]
Caractéristiques[modifier | modifier le code]
Le réacteur VVER-1000 à été développé dans les années 1970 par l'URSS. 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[5]. Le VVER-1000 reprend le concept du VVER-440 en le modernisant et en améliorant sa sûreté, notamment par l'introduction autour du réacteur d'une enceinte de confinement à simple parois en béton précontraint dotée d'une peau d'étanchéité métallique. Le niveau de sûreté du VVER-1000/V320 est comparable à celui des réacteurs occidentaux, avec par exemple des systèmes de sauvegardes organisés en trois trains indépendants (3×100 %), chaque train étant alimenté par un générateur Diesel de secours indépendant[13]. Il possède quatre boucles primaires non isolables, la limitation de la pression de l’enceinte en cas de fuite primaire est assurée par un système d’aspersion[54]. La piscine de stockage du combustible usé des réacteurs VVER est à l’intérieur de l’enceinte de confinement[5].
Ils se construisent à l'unité contrairement aux VVER-440, et possèdent un seul groupe de turbo-alternateurs (GTA), d'une puissance de 1 000 MWe.
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. De nombreux réacteurs VVER-1000 atteignent et dépassent en 2024 la barre des 35 ans d’exploitation (voir tableau ci-après).[réf. souhaitée]
Pour correspondre aux normes européennes, les réacteurs VVER-1000 doivent être modernisés, il faut notamment changer l'instrumentation du réacteur et installer des ordinateurs plus performants. De plus, quelques transformations constructives sont conseillées[réf. nécessaire].
Réacteurs VVER-1000 dans le monde[modifier | modifier le code]
Ce programme de développement s’est déroulé en trois grandes étapes[5]:
- la réalisation d’un prototype, le modèle V187, construit en Russie à la centrale de Novovoronej ;
- puis le développement de deux modèles « pré-standard » sous les appellations V302 puis V338, dont quatre exemplaires ont été construits : les réacteurs no 1 et 2 de la centrale Russe de Kalinine, et les réacteurs no 1 (V302) et no 2 (V338) de la centrale d'Ukraine du Sud.
- et enfin le modèle de série, dit V320, avec 25 unités en exploitation dont 11 en Ukraine. Ce dernier modèle est de deuxième génération dite « avancée », à l’image du réacteur N4 français ou du réacteur Konvoi allemand. C’est sur cette base que seront développés les VVER de troisième génération.
Pays | Centrale | Unité | Statut | Modèle | Puissance | Début de construction | Raccordement au réseau | Mise en service commercial | ||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Nette (MWe) | Brute (MWe) | Thermique (MWth) | ||||||||
Bulgarie | Kozlodouy | 5[55] | Opérationnel | VVER-1000/V320 | 1 003 | 1 040 | 3 120 | |||
6[56] | Opérationnel | 1 003 | 1 040 | 3 120 | ||||||
Chine | Tianwan | 1[57] | Opérationnel | VVER-1000/V428 (AES-91) | 1 000 | 1 060 | 3 000 | |||
2[58] | Opérationnel | 1 000 | 1 060 | 3 000 | ||||||
3[59] | Opérationnel | VVER-1000/V428M (AES-91) | 1 060 | 1 126 | 3 000 | |||||
4[60] | Opérationnel | 1 060 | 1 126 | 3 000 | ||||||
Inde | Kudankulam | 1[61] | Opérationnel | VVER-1000/V412 (AES-92) | 932 | 1 000 | 3 000 | |||
2[62] | Opérationnel | 932 | 1 000 | 3 000 | ||||||
3[63] | En construction | 917 | 1 000 | 3 000 | ||||||
4[64] | En construction | 917 | 1 000 | 3 000 | ||||||
5[65] | En construction | 917 | 1 000 | 3 000 | ||||||
6[66] | En construction | 917 | 1 000 | 3 000 | ||||||
Iran | Bouchehr | 1[67] | Opérationnel | VVER-1000/V446 | 915 | 1 000 | 3 000 | |||
2[68] | En construction | VVER-1000/V528 (AES-92) | 974 | 1 057 | 3 012 | |||||
Russie | Balakovo | 1[69] | Opérationnel | VVER-1000/V320 | 950 | 1 000 | 3 000 | |||
2[70] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
3[71] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
4[72] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
Kalinine | 1[73] | Opérationnel | VVER-1000/V338 | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||
2[74] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
3[75] | Opérationnel | VVER-1000/V320 | 950 | 1 000 | 3 200 | |||||
4[76] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 200 | ||||||
Novovoronej | 5[77] | Opérationnel | VVER-1000/V187 | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||
Rostov | 1[78] | Opérationnel | VVER-1000/V320 | 989 | 1 041 | 3 200 | ||||
2[79] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
3[80] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
4[81] | Opérationnel | 979 | 1 030 | 3 000 | ||||||
Tchéquie | Temelín | 1[82] | Opérationnel | VVER-1000/V320 | 1 027 | 1 082 | 3 120 | |||
2[83] | Opérationnel | 1 027 | 1 082 | 3 120 | ||||||
Ukraine | Khmelnitski | 1[84] | Opérationnel | VVER-1000/V320 | 950 | 1 000 | 3 000 | |||
2[85] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
3[86] | En construction | VVER-1000/V392B | 1 035 | 1 089 | 3 132 | |||||
4[87] | En construction | 1 035 | 1 089 | 3 132 | ||||||
Rivné | 3[88] | Opérationnel | VVER-1000/V320 | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||
4[89] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
Ukraine du Sud | 1[90] | Opérationnel | VVER-1000/V302 | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||
2[91] | Opérationnel | VVER-1000/V338 | 950 | 1 000 | 3 000 | |||||
3[92] | Opérationnel | VVER-1000/V320 | 950 | 1 000 | 3 000 | |||||
Zaporijia | 1[93] | Opérationnel | VVER-1000/V320 | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||
2[94] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
3[95] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
4[96] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
5[97] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 | ||||||
6[98] | Opérationnel | 950 | 1 000 | 3 000 |
VVER-1200[modifier | modifier le code]
Caractéristiques[modifier | modifier le code]
Le réacteur VVER-1200 (ou AES-2006) 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+[99].
Conçu par Atomproekt avec des systèmes de sécurité améliorés par rapport aux générations précédentes.[réf. nécessaire].
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 (construit à la centrale Russe de Novovoronej), ont des caractéristiques proches du VVER-TOI/V510[9],[100].
Pays | Centrale | Unité | Statut | Modèle | Puissance | Début de construction | Raccordement au réseau | Mise en service commercial | ||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Nette (MWe) | Brute (MWe) | Thermique (MWth) | ||||||||
Bangladesh | Rooppur | 1[101] | En construction | VVER-1200/V523 | 1 080 | 1 200 | 3 200 | 2025[102] | ||
2[103] | En construction | 1 080 | 1 200 | 3 200 | ||||||
3[102] | En projet | |||||||||
4[102] | En projet | |||||||||
Biélorussie | Astraviets | 1[104] | Opérationnel | VVER-1200/V491 | 1 110 | 1 194 | 3 200 | |||
2[105] | Opérationnel | 1 110 | 1 194 | 3 200 | ||||||
Chine | Tianwan | 7[106] | En construction | VVER-1200/V491 | 1 171 | 1 265 | 3 200 | 2026-2027[107] | ||
8[108] | En construction | 1 171 | 1 265 | 3 200 | ||||||
Xudabao | 3[109] | En construction | VVER-1200/V491 | 1 200 | 1 274 | 3 200 | 2027-2028[107] | |||
4[110] | En construction | 1 200 | 1 274 | 3 200 | ||||||
Égypte | El-Dabaa | 1[111] | En construction | VVER-1200/V529 | 1 100 | 1 200 | 3 200 | avant 2031[112] | ||
2[113] | En construction | 1 100 | 1 200 | 3 200 | ||||||
3[114] | En construction | 1 100 | 1 200 | 3 200 | ||||||
4[115] | En construction | 1 100 | 1 200 | 3 200 | ||||||
Hongrie | Paks-II | 2-1[116] | En projet | VVER-1200/V527[9] | 2024 | |||||
2-2[116] | En projet | |||||||||
Russie | Novovoronej-II | 2-1[117] | Opérationnel | VVER-1200/V392M | 1 114 | 1 180 | 3 200 | |||
2-2[118] | Opérationnel | 1 114 | 1 180 | 3 200 | ||||||
Leningrad-II | 2-1[119] | Opérationnel | VVER-1200/V491 | 1 066 | 1 188 | 3 200 | ||||
2-2[120] | Opérationnel | 1 066 | 1 188 | 3 200 | ||||||
2-3[121] | En construction | 1 150 | 1 199 | 3 200 | 2030[122] | |||||
2-4[122] | En projet | 1 150 | 1 199 | 3 200 | ||||||
Turquie | Akkuyu | 1[123] | En construction | VVER-1200/V509 | 1 114 | 1 200 | 3 200 | 2025[124] | ||
2[125] | En construction | 1 114 | 1 200 | 3 200 | 2025-2028[124] | |||||
3[126] | En construction | 1 114 | 1 200 | 3 200 | 2025-2028[124] | |||||
4[127] | En construction | 1 114 | 1 200 | 3 200 | 2028[124] |
VVER-TOI[modifier | modifier le code]
Le réacteur VVER-TOI (pour Typical Optimised, with enhanced Information) est une optimisation du réacteur VVER-1200[128].
Il est caractérisé par une puissance électrique brute légèrement augmentée à 1 300 MW, un coût de fabrication optimisé (-20 %), un planning de construction plus court (40 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[9],[6]. Le VVER-TOI se base sur le type AES-2006 ou VVER-1200/V392M, et porte la désignation V510. Il est conçu pour fonctionner durant au moins 60 ans, avec une possibilité de prolongation à 100 ans[9].
La construction des deux premières unités VVER-TOI a débuté en 2018 et 2019 à la centrale nucléaire Russe de Koursk-II[4].
Pays | Centrale | Unité | Statut | Modèle | Puissance | Début de construction | Raccordement au réseau | Mise en service commercial | ||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Nette (MWe) | Brute (MWe) | Thermique (MWth) | ||||||||
Russie | Koursk-II | 2-1[129] | En construction | VVER-TOI/V510 | 1 200 | 1 255 | 3 300 | |||
2-2[130] | En construction | 1 200 | 1 255 | 3 300 | ||||||
2-3[131] | En projet | VVER-TOI | ~1 200 | ~3 300 | ||||||
2-4[131] | En projet | VVER-TOI | ~1 200 | ~3 300 | ||||||
Smolensk-II | 2-1[132] | En projet | VVER-TOI | ~1 200 | ~3 300 | 2032 | ||||
2-2[132] | 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.)[133],[134].
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[3]. La construction, débutée en 1983, est arrêtée en 1992, et le projet est abandonné en 2000[133].
Pays | Centrale | Unité | Modèle | Puissance | Statut | Date d'arrêt / notes | ||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Nette (MWe) | Brute (MWe) | Thermique (MWth) | ||||||
Cuba | Juragua | 1[1] | VVER-440/V318 | ~ 400 | ~ 440 | ~ 1 400 | Construction abandonnée | Abandonné en 2000[133] |
2[1] | ~ 400 | ~ 440 | ~ 1 400 | |||||
Finlande | 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)[134] |
Russie | Balakovo | 5[131] | VVER-1000/V320 | 950 | 1 000 | 3 000 | Construction abandonnée | Construction arrêtée en 1992 |
6[131] | VVER-1000/V320 | 950 | 1 000 | 3 000 | Construction abandonnée | Construction arrêtée en 1992 | ||
Ukraine | 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]
- « Nuclear Power in Russia | Russian Nuclear Energy - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le ).
- (en) « VVER reactors:clean and reliable source of energy in the past and in the future ».
- « RAPPORT CEA DES/111 Description des VVER », .
- « Russie: lancement de la construction de la première tranche VVER-TOI | Forum nucléaire suisse », sur www.nuklearforum.ch (consulté le ).
- « VVER-1000, ces réacteurs russes en fonctionnement en Ukraine » (consulté le )
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- (en) AIEA, « VVER-1200(V-491) » [PDF], sur iaea.org
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- 1986-2011 - L'accident de Tchernobyl et la sûreté des centrales d’Europe de l’Est - L'amélioration des dispositifs techniques des centrales d'Europe de l'Est, IRSN, consulté le 2 février 2022.
- « Kozloduy units 1 and 2 receive decommissioning licences - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
- Russie - Base de données PRIS de l’AIEA, AIEA, 14 février 2023.
- Loviisa : the VVER exception, AIEA, 1991.
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- Pekka Vanttinen, « Une entreprise finlandaise annule son contrat avec Rosatom pour la construction d'une centrale nucléaire », sur www.euractiv.fr, (consulté le ).
Liens externes[modifier | modifier le code]
- (en) « VVER-1200 Reactor » [PDF], sur www.aem-group.ru, AEM.
- (en) VVER 1200 Construction sur Youtube (, 5,20 minutes) AEM.