Réacteur VVER

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

Les VVER sont pratiquement les seuls REP avoir été développés indépendamment des licences américaines et présentent de ce fait quelques caractéristiques uniques comme des générateurs de vapeur horizontaux, des assemblages de combustible à section hexagonale, placés dans un cœur à pas triangulaire 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.

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. Il possède six boucles primaires isolables. 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-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 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 à Kola en Russie.

Les autres réacteurs VVER-440, de conception plus ancienne (première génération de VVER), ne peuvent être économiquement modernisés pour un fonctionnement de longue durée[4]. Les derniers réacteurs concernés en service sont le deuxième réacteur de la centrale nucléaire de Metsamor (modèle V-270) près d’Erevan en Arménie, deux réacteurs à Kola (modèles V-230) et un réacteur à Novovoronej (modèle V-179) en Russie[5].

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 autour du réacteur d'une enceinte de confinement simple en béton précontraint dotée d'une peau d'étanchéité métallique. Les systèmes de sûreté du VVER-1000/V320 sont organisés selon une architecture à trois trains indépendants (3×100 %), chaque train étant alimenté par un générateur Diesel de secours indépendant. 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[6].

Ils se construisent à l'unité contrairement aux VVER-440 et possèdent un seul groupe de turbo-alternateurs (GTA).

Ce programme de développement s’est déroulé en trois grandes étapes avec :

• La réalisation d’un prototype, le modèle V187, construit en Russie sur le site de Novovoronej.
• Puis le développement d’un modèle pré-standard sous les appellations V302 puis V338, dont quatre exemplaires ont été construits (deux en Russie — Kalinine 1 et 2 — et deux en Ukraine — Ukraine du Sud 1 et 2) et sont aujourd’hui en exploitation.
• Et enfin le modèle de série, dit V320, avec 25 unités, aujourd’hui en exploitation. 11 sont situés en Ukraine. Ce dernier modèle est de deuxième génération « avancée », à l’image du N4 français ou du Konvoi allemand. C’est sur cette base que seront développés ensuite les VVER de troisième génération.

Lors de sa première construction, le VVER-1000 était conçu pour une durée de vie opérationnelle 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.

À noter que sur les modèles VVER la piscine de stockage du combustible usé est à l’intérieur de l’enceinte de confinement.

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

Il produit désormais 1 000 MWe. 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 163 assemblages combustibles dans un réacteur VVER-1000 par rapport à un réacteur à eau pressurisée de conception américaine Westinghouse.

Le réacteur VVER-1200 (ou AES-2006)[7] 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.

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 1 300 MW, 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[8].

• (en) « VVER-1200 Reactor » - on AEM official pdf(en)
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