Le « réacteur de puissance à caloporteur et modérateur eau », abrégé réacteur VVER (du russe , ou ), ou encore WWER (), est un réacteur nucléaire à eau pressurisée de conception soviétique, puis russe pour les modèles conçus après 1991.
Historique Les filières des réacteurs soviétiques VVER et RBMK ont été déployées en parallèle. Cependant, depuis la catastrophe nucléaire de Tchernobyl impliquant un réacteur RBMK, cette dernière filière est progressivement abandonnée.
Avant l'éclatement de l'URSS, tous les modèles de réacteurs VVER étaient développés par l'entreprise d'État OKB Gidropress.. Depuis 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. Depuis 2007, les réacteurs VVER sont développés par les différentes filiales d'Atomenergoprom (holding de Rosatom):
le design général des nouveaux réacteurs par Gidropress ; le design détaillé et l'ingénierie par ASE, regroupant elle même plusieurs cabinets russes : JSC Atomenergoproekt Moscou et Novgorod, JSC Atomproekt de Saint-Pétersbourg ; 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 réacteurs VVER est continu depuis les années 1950. Les années 1990 ont néanmoins été marquées par un faible nombre de nouveaux projets, 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.
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.:
VVER-440 de ; VVER-1000 de ; VVER-1200 de ; VVER-TOI de .
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 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 de cette même centrale est un modèle « VVER-1000/V320 », soit un VVER-1000 de version V320.
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.Modèle génériqueVersionÉtatGénération de réacteurVVER-70PrototypeIVVER-210V1VVER-365V3MVVER-440V179V230SérieV270V213IIVVER-1000V187PrototypeIIV302V338V320SérieV392BSérieIIIV412V428V446V528VVER-1200V392MPrototypeIII+V491SérieV509V523V527V529VVER-TOIV510III+ Les prototypes d'un nouveau modèle de réacteur VVER sont construits à la centrale nucléaire de Novovoronej en Russie.:
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.
Caractéristiques générales vignette|250px|La disposition des 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.
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 carrée), ainsi placés dans un cœur à pas triangulaire. Toute l'instrumentation du cœur du réacteur passe au travers du couvercle de la cuve, ainsi il n'y a pas de traverse de fond de cuve (comme sur les réacteurs Konvoi allemands et sur l'EPR, et à la différence des réacteurs américains et français).
Les VVER-440 ont un circuit primaire à , et les VVER-1000, VVER-1200 et VVER-TOI un circuit primaire à .
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 respectivesRéacteurs VVER, irsn, 21 mai 2012.. 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 . 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 ().
ParamètresVVER-440VVER-1000VVER-1200VVER-TOIV230V213V302V320V491V510Puissance thermique ()Puissance électrique nette ()413420960960Nombre d'assemblages dans le cœur349349163163163163Hauteur active ()3,75Diamètre moyen ()Enrichissement () 2,4/3,62,4/3,63,3/4,43,3/4,45% maximumMasse uranium ()47,647,679,979,9Nombre de boucles du circuit primaire664444Pression primaire ()123123157157162Débit primaire ()Température entrée cuve ()269269289290298,2Température sortie cuve ()301301320322328,9Diamètre intérieur cuve ()Hauteur cuve totale ()11,811,810,910,911,2Type générateur de vapeur (GV)MTB-4MTB-4PGV-1000PGV-1000PGV-1000MKPType de Groupes motopompes primaires (GMPP)GTsN 310GTsN 317GTsN 195GTsN 195GCNA 1391Pression de vapeur du circuit secondaire aux turbines ()4646636368Température eau/vapeur ()226/259226/259220/278220/278227/283,8Type de Groupes Turbo Alternateurs (GTA)2× K2202× K2201x K1000-601x K1000-601x K1200-6.8/50Type de confinementBunker + soupapesBunker + condenseur +
barbotageEnceinte simple en béton précontraintEnceinte simple en béton précontraint + liner métalliqueEnceinte 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 () de l’Agence international de l'énergie atomique (AIEA) qui définit ainsi les termes. :
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.:
le VVER-70 est un réacteur expérimental. La puissance électrique électrique brute est délivrée par un groupe turbo-alternateur de ; le VVER-210/V1 est une « unité pilote » avec un circuit primaire à . La puissance électrique brute de est produite par 3 groupes turbo-alternateurs de ; le VVER-365/V3M est une « unité intermédiaire » avec un circuit primaire à . La puissance électrique brute de est produite par 5 groupes turbo-alternateurs de .
Ces réacteurs de première génération sont tous les trois arrêtés depuis 1990 : PaysCentraleUnitéStatutModèlePuissanceDébut de constructionRaccordement au réseauMise en service commercialArrêt définitifNette (MWe)Brute (MWe)Thermique (MWth)RDARheinsberg1ArrêtéVVER-706270270RussieNovovoronej1.ArrêtéVVER-210/V11972107602.ArrêtéVVER-365/V3M336365
VVER-440
vignette|VVER-440 de la centrale nucléaire de Loviisa en Finlande. Derrière les lignes électriques se trouve la salle des machines commune aux deux réacteurs (bâtiments cylindriques)|gauche Caractéristiques 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.
Tout comme les réacteurs nucléaires français de (des paliers CP0 et CPY), les VVER-440 se construisent par paire. Chaque réacteur partage plusieurs bâtiments en commun, dont leur salle des machines (comportant la turbine et l'alternateur). Une particularité des VVER-440 vient de leur groupe turbo-alternateur (GTA) fait de deux unités de jumelées, à la différence de la quasi-totalité des réacteurs nucléaires mondiaux ayant un GTA unique.
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 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.
Les réacteurs VVER-440 présentent un avantage important: .
Réacteurs VVER-440 dans le monde Au total, VVER-440 ont été construits et achevés, tous dans des pays de l'ex-URSS à l'exception des deux unités finlandaises de la centrale nucléaire de Loviisa. Depuis , VVER-440 sont opérationnels et sont à l'arrêt définitif.
Réacteurs VVER-440/V230