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
Du temps de l'URSS, tous les modèles de réacteurs VVER ont été développés 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.
le design général des nouveaux réacteurs par Gidropress ;
le design détaillé et l'ingénierie par ASE, regroupant elle même plusieurs cabinets russe : JSC Atomenergoproekt Moscou et Novgorod, JSC Atomproekt de Saint-Pétersbourg, etc. ;
et construits par Atomenergomash en Russie, ou Atomstroyexport à l'étranger.
À la différence des programmes nucléaires des pays occidentaux marqués par des périodes de grande activité et d'arrêt, le développement et la construction de réacteur VVER a été continu depuis les années 1950. Les années 1990 ont néanmoins été marquées par un faible nombre de nouveau projet, et la suspension voire l'annulation de plusieurs chantiers, secondairement à la chute de l'URSS et à une faible demande mondiale de nouveaux réacteurs[6].
Modèles de réacteurs
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[7]:
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[7].
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[7],[8]
La disposition des 163 assemblages de combustible dans un réacteur VVER-1000 par rapport à un réacteur à eau pressurisée de conception américaine Westinghouse.
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[11]. Toute l'instrumentation du cœur du réacteur passe au travers du couvercle de la cuve, ainsi il n'y a pas de traversé de fond de cuve (comme sur les réacteurs Konvoi Allemand et sur l'EPR, et à la différence des réacteurs américains et français)[6].
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[9],[12]. 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[9]. 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)[13].
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Enceinte double parois, (interne en béton précontraint, externe en béton simple) +
liner métallique
Définitions (glossaire de la base de données PRIS de l'AIEA)
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) qui définit ainsi les termes[19] :
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)
Avant la longue série de réacteurs de modèle VVER-440, l'URSS construit au début des années 1960 un réacteur expérimental à la centrale de Rheinsberg en ex-RDA, puis deux prototypes de faible puissance à la centrale de Novovoronej en Russie[9],[17]:
le VVER-70 est un réacteur expérimental. La puissance électrique électrique brute est délivrée par un groupe turbo-alternateur de 70 MWe ;
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 ;
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.
Ces réacteurs de première génération sont tous les trois arrêtés depuis 1990 :
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[9].
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'alternateur)[9]. 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[9].
Sûreté
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). L'enceinte est modulaire et en béton armé (et non cylindrique 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[9].
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 »[12].
Réacteurs VVER-440 dans le monde
Au total, 35 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[23]. Depuis 2016, 12 réacteurs VVER-440 sont à l'arrêt définitif.
Réacteurs VVER-440/V230
Les réacteurs VVER-440/V230 de première génération, présente des défauts de sûreté important, et ne peuvent être économiquement modernisés pour un fonctionnement de longue durée[24],[25]. 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[26].
Ils ont été modernisés afin de respecter les standards de sécurité de l'Union européenne[25]. 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[9],[28].
La construction des deux réacteurs Mochovce-3 et 4 en Slovaquie a été stoppé de 1992 à 2008[29],[30]. 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[31].
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
VVER-1000 de deuxième génération
Le réacteur VVER-1000 a 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[11].
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[9],[11]:
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.
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, mais possèdent chacun un seul GTA de 1 000 MWe.
un modèle de série, dit V320, construit à l'unité et avec un seul GTA. Ce dernier modèle est de deuxième génération dite « avancée », à l’image du réacteur N4 français ou du réacteur Konvoi allemand.
Lors de sa conception, le VVER-1000 avait une durée de vie opérationnelle prévue de 30 ans, mais les études de conception plus récentes et les modifications apportées (remplacements et améliorations d'équipements) ont permis de porter la durée de vie à plus de 50 ans[7]. En 2024, aucun VVER-1000 n'a été arrêté et de nombreux réacteurs dépassent les 35 ans d’exploitation (voir tableau ci-après).
Sûreté
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)[12];
des systèmes de sauvegardes organisés en trois trains indépendants (3×100 %), chaque train étant alimenté par un générateur Diesel de secours indépendant[12];
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[68],[69];
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 bulgares et tchèques ont été modernisé : changement de l'instrumentation du réacteur, installation d'ordinateurs plus performants, et réalisation de transformations constructives[25].
VVER-1000 de troisième génération
Deux modèles de VVER-1000 de troisième génération ont été développé en parallèle dans les années 1990. Leurs caractéristiques sont très proches et se basent toutes les deux sur le VVER-1000/V320 de deuxième génération[6],[11]:
le VVER-1000/V428 et V428M (aussi appelé AES-91) développé par le bureau Atomenergoproekt de Saint Pétersbourg,
le VVER-1000/V412 et V466 (aussi appelé AES-92) développé par le bureau Atomenergoproekt de Moscou.
Les principales améliorations concernent l'amélioration de la sûreté du réacteur. Il s'agit du premier modèle de réacteur au monde à intégrer un récupérateur de corium, matière formée la par fusion accidentelle du cœur (comme lors de la catastrophe de Tchernobyl ou de l'accident de Fukushima)[6].
Réacteurs VVER-1000 dans le monde
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[7]:
1 prototype V187,
4 réacteurs de modèle « pré-standard» V302 et V338,
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[7].
La construction des réacteurs no 3 et 4 de la centrale ukrainienne de Khmelnitski ont été arrêté en 1990 alors qu'ils étaient achevés à respectivement 75% et 28%[70]. En , le gouvernement ukrainien annonce vouloir terminer la construction de ces deux unités, de modèle V392B (proche des deux premiers VVER-1000/V320 de cette même centrale)[70]. Initialement envisagé en 2010 avec le Russe Atomstroyexport, le contrat de construction est dénoncé en 2015 à la suite de l'annexion de la Crimée par la Russie l'année précédente[71]. Après l'invasion de l'Ukraine par la Russie en 2022, la complétion des deux réacteurs doit être terminée avec le constructeur américain Westinghouse[72],[73].
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Caractéristiques
Le réacteur VVER-1200 (ou AES-2006) appartient à la génération dite III+ de réacteur nucléaire. Il est une évolution du VVER-1000[7].
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+[118].
Chaque générateur de vapeur fait 330 tonnes pour 14 mètres de longueur et 4,5 mètres de diamètre[119]. Le récupérateur de corium (installé sous la cuve du réacteur) mesure 11 mètres de diamètre et 15 mètres de haut pour un poids de 730 tonnes[120].
Sûreté
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[15].
Réacteurs VVER-1200 dans le monde
En , six VVER-1200 sont opérationnels et quinze autres sont en construction.
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 plus proches du VVER-TOI/V510[17],[121].
Lors de la construction du réacteur no 1 de la centrale nucléaire biélorusse d'Astraviets, la cuve du réacteur chute lors de son installation en [122]. Malgré l'absence de dommage sur la cuve, il est décidé de son remplacement, après accord entre le constructeur Atomstroyexport et le ministre de l'énergie biélorusse Mikhail Mikhadyuk. La cuve initialement prévue pour le réacteur no 2 est installée en remplacement dans le premier réacteur ; et la nouvelle cuve du réacteur no 2 est alors remplacée par celle initialement prévue pour la centrale de Kaliningrad (déjà forgée et de même modèle VVER-1200/V491), mais dont la construction est suspendue depuis [122].
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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[18],[151]. Sa dénomination initiale était VVER-1300[7].
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. De nombreux systèmes de refroidissement passif sont présents, afin d'assurer l’évacuation de la chaleur résiduelle du cœur du réacteur lors de situation accidentelle[152].
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[17],[13]. Le VVER-TOI est conçu pour fonctionner durant au moins 60 ans, avec une possibilité de prolongation à 100 ans[17].
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.)[157],[158].
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[9]. La construction débutée en 1983 est arrêtée en 1992, et le projet abandonné en 2000[157].
