Réacteur VVER

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.

Réacteur VVER

Schéma d'un circuit primaire VVER à 4 boucles.

Présentation

Génération	I, II, III ou III+
Nombre de réacteurs	opérationnels : VVER-440 (23) VVER-1000 (36) VVER-1200 (6)

Caractéristiques

Caloporteur	Eau légère
Modérateur	Eau légère
Neutrons	Thermiques
Puissance électrique	VVER-440 : 440 MWe VVER-1000 : 1 000 MWe VVER-1200 : 1 200 MWe VVER-TOI : 1 250 MWe

Localisation

Localisation	Union soviétique et Russie

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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.

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 les différentes filiales d'Atomenergoprom (holding de Rosatom)^[4],[5]:

• 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 n^o 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 n^o 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]

Modèle générique	Version	État	Génération de réacteur
VVER-70		Prototype	I
VVER-210	V1
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	V510		III+

Les prototypes d'un nouveau modèle de réacteur VVER sont construits à la centrale nucléaire de Novovoronej en Russie^[7],[9],[6]:

• 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^[10].

Caractéristiques générales

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^[9].

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].

Paramètres	VVER-440		VVER-1000		VVER-1200	VVER-TOI
	V230[9]	V213[9]	V302[9]	V320[9]	V491[14],[15],[16]	V510[17],[18]
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% maximum
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	11,2
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)

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 :

Pays	Centrale	Unité	Statut	Modèle	Puissance			Début de construction	Raccordement au réseau	Mise en service commercial	Arrêt définitif
					Nette (MWe)	Brute (MWe)	Thermique (MWth)
RDA	Rheinsberg	1[20]	Arrêté	VVER-70	62	70	270	1er janvier 1960	6 mai 1966	11 octobre 1966	1er juin 1990
Russie	Novovoronej	1[21]	Arrêté	VVER-210/V1	197	210	760	1er juillet 1957	30 septembre 1964	31 décembre 1964	16 février 1988
		2[22]	Arrêté	VVER-365/V3M	336	365	1 320	1er juin 1964	27 décembre 1969	14 avril 1970	29 août 1990

VVER-440

Caractéristiques

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 n^o 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].

Les quatre derniers réacteurs VVER-440/V230 en service sont : le réacteur n^o 2 de la centrale nucléaire arménienne de Metsamor (modèle V270, dérivé du V230 avec une résistance antisismique augmentée)^[9], les réacteurs n^o 1 et 2 de la centrale russe de Kola, et le réacteur n^o 4 de la centrale russe de Novovoronej (modèle V179, prototype du V230)^[27].

Réacteurs VVER-440/V213

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^[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 n^o 3 de la centrale de Mochovce entre en service commerciale en 2024. Le réacteur n^o 4 (dernier VVER-440 en cours de construction dans le monde) devrait entrer en service en 2025-2026^[31].

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)
Arménie	Metsamor	1[32]	Arrêté	VVER-440/V270	376	408	1 375	1er juillet 1969	22 décembre 1976	6 octobre 1977	25 février 1989
		2[33]	Opérationnel		416	448	1 375	1er juillet 1975	5 janvier 1980	3 mai 1980
Bulgarie	Kozlodouy	1[34]	Arrêté	VVER-440/V230	408	440	1 375	1er avril 1970	24 juillet 1974	28 octobre 1974	31 décembre 2002
		2[35]	Arrêté		408	440	1 375	1er avril 1970	24 août 1975	10 novembre 1975	31 décembre 2002
		3[36]	Arrêté		408	440	1 375	1er octobre 1973	17 décembre 1980	20 janvier 1981	31 décembre 2006
		4[37]	Arrêté		408	440	1 375	1er octobre 1973	17 mai 1982	20 juin 1982	31 décembre 2006
Finlande	Loviisa	1[38]	Opérationnel	VVER-440/V213	507	531	1 500	1er mai 1971	8 février 1977	9 mai 1977
		2[39]	Opérationnel		507	531	1 500	1er août 1972	4 novembre 1980	5 janvier 1981
Hongrie	Paks	1[40]	Opérationnel	VVER-440/V213	479	509	1 485	1er août 1974	28 décembre 1982	10 août 1983
		2[41]	Opérationnel		479	509	1 485	1er août 1974	6 septembre 1984	14 novembre 1984
		3[42]	Opérationnel		479	509	1 485	1er octobre 1979	28 septembre 1986	1er décembre 1986
		4[43]	Opérationnel		479	509	1 485	1er octobre 1979	16 août 1987	1er novembre 1987
RDA	Greifswald	1[44]	Arrêté	VVER-440/V230	408	440	1 375	1er mars 1970	17 décembre 1973	12 juillet 1974	18 décembre 1990
		2[45]	Arrêté		408	440	1 375	1er mars 1970	23 décembre 1974	16 avril 1675	14 février 1990
		3[46]	Arrêté		408	440	1 375	1er avril 1972	24 octobre 1977	1er mai 1978	28 février 1990
		4[47]	Arrêté		408	440	1 375	1er avril 1972	3 septembre 1979	1er novembre 1979	2 juin 1990
Russie	Kola	1[48]	Opérationnel	VVER-440/V230	411	440	1 375	1er mai 1970	27 juin 1973	28 décembre 1973
		2[49]	Opérationnel		411	440	1 375	1er mai 1970	9 décembre 1974	21 février 1975
		3[50]	Opérationnel	VVER-440/V213	411	440	1 375	1er avril 1977	24 mars 1981	3 décembre 1982
		4[51]	Opérationnel		411	440	1 375	1er avril 1977	11 octobre 1984	6 décembre 1984
	Novovoronej	3[52]	Arrêté	VVER-440/V179	385	417	1 375	1er juillet 1967	27 décembre 1971	29 juin 1972	25 décembre 2016
		4[53]	Opérationnel		385	417	1 375	1er juillet 1967	28 décembre 1972	24 mars 1973
Slovaquie	Bohunice	1[54]	Arrêté	VVER-440/V230	408	440	1 375	24 avril 1972	17 décembre 1978	1er avril 1980	31 décembre 2006
		2[55]	Arrêté		408	440	1 375	24 avril 1972	26 mars 1980	1er janvier 1981	31 décembre 2008
		3[56]	Opérationnel	VVER-440/V213	466	500	1 471	1er décembre 1976	20 août 1984	14 février 1985
		4[57]	Opérationnel		466	500	1 471	1er décembre 1976	9 août 1985	18 décembre 1985
	Mochovce	1[58]	Opérationnel	VVER-440/V213	467	500	1 471	13 octobre 1983	4 juillet 1998	29 octobre 1998
		2[59]	Opérationnel		467	500	1 471	13 octobre 1983	20 décembre 1999	11 avril 2000
		3[60]	Opérationnel		440	471	1 375	27 janvier 1987	31 janvier 2023	2024
		4[61]	En construction		440	471	1 375	27 janvier 1987
Tchéquie	Dukovany	1[62]	Opérationnel	VVER-440/V213	468	500	1 444	1er janvier 1979	24 février 1985	3 mai 1985
		2[63]	Opérationnel		471	500	1 444	1er janvier 1979	30 janvier 1986	21 mars 1986
		3[64]	Opérationnel		468	500	1 444	1er mars 1979	14 novembre 1986	20 décembre 1986
		4[65]	Opérationnel		471	500	1 444	1er mars 1979	11 juin 1987	19 juillet 1987
Ukraine	Rivné	1[66]	Opérationnel	VVER-440/V213	381	420	1 375	1er août 1973	22 décembre 1980	22 septembre 1981
		2[67]	Opérationnel		376	415	1 375	1er octobre 1973	22 décembre 1981	22 juillet 1982

VVER-1000

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 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^[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]:

1. la réalisation d’un prototype, le modèle V187, réacteur n^o 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 n^o 1 (V302) et n^o 2 (V338) de la centrale d'Ukraine du Sud et les réacteurs n^o 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.
3. 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];
• une piscine de stockage du combustible usé à l’intérieur de l’enceinte de confinement^[11].

Néanmoins, selon l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), plusieurs points de sûreté sont en retrait par rapport aux standards occidentaux^[12]:

• 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, manière 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,
• et 23 réacteurs du modèle « de série » V320.

Et de 7 réacteurs de troisième génération^[7]:

• 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 n^o 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 septembre 2008, 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].

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)
Bulgarie	Kozlodouy	5[74]	Opérationnel	VVER-1000/V320	1 003	1 040	3 120	9 juillet 1980	29 novembre 1987	23 décembre 1988
		6[75]	Opérationnel		1 003	1 040	3 120	1er avril 1982	2 août 1991	30 décembre 1993
Chine	Tianwan	1[76]	Opérationnel	VVER-1000/V428	1 000	1 060	3 000	20 octobre 1999	12 mai 2006	17 mai 2007
		2[77]	Opérationnel		1 000	1 060	3 000	20 septembre 2000	14 mai 2007	16 août 2007
		3[78]	Opérationnel	VVER-1000/V428M	1 060	1 126	3 000	27 décembre 2012	30 décembre 2017	14 février 2018
		4[79]	Opérationnel		1 060	1 126	3 000	27 septembre 2013	27 octobre 2018	22 décembre 2018
Inde	Kudankulam	1[80]	Opérationnel	VVER-1000/V412	932	1 000	3 000	31 mars 2002	22 octobre 2013	31 décembre 2014
		2[81]	Opérationnel		932	1 000	3 000	4 juillet 2002	29 août 2016	31 mars 2017
		3[82]	En construction		917	1 000	3 000	29 juin 2017
		4[83]	En construction		917	1 000	3 000	23 octobre 2017
		5[84]	En construction		917	1 000	3 000	29 juin 2021
		6[85]	En construction		917	1 000	3 000	20 décembre 2021
Iran	Bouchehr	1[86]	Opérationnel	VVER-1000/V446	915	1 000	3 000	1er mai 1975	3 septembre 2011	23 septembre 2013
		2[87]	En construction	VVER-1000/V528	974	1 057	3 012	27 septembre 2019
Russie	Balakovo	1[88]	Opérationnel	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	1er décembre 1980	28 décembre 1985	23 mai 1986
		2[89]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er août 1981	8 octobre 1987	18 janvier 1988
		3[90]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er novembre 1982	25 décembre 1988	8 avril 1989
		4[91]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er avril 1984	11 avril 1993	22 décembre 1993
	Kalinine	1[92]	Opérationnel	VVER-1000/V338	950	1 000	3 000	1er février 1977	9 mai 1984	12 juin 1985
		2[93]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er février 1982	3 décembre 1986	3 mars 1987
		3[94]	Opérationnel	VVER-1000/V320	950	1 000	3 200	1er octobre 1985	14 décembre 2004	8 novembre 2005
		4[95]	Opérationnel		950	1 000	3 200	1er août 1986	24 novembre 2011	25 décembre 2012
	Novovoronej	5[96]	Opérationnel	VVER-1000/V187	950	1 000	3 000	1er mars 1974	31 mai 1980	20 février 1981
	Rostov	1[97]	Opérationnel	VVER-1000/V320	989	1 041	3 200	1er septembre 1981	30 mars 2001	25 décembre 2001
		2[98]	Opérationnel		950	1 000	3 200	1er mai 1983	18 mars 2010	10 décembre 2010
		3[99]	Opérationnel		950	1 000	3 000	15 septembre 2009	22 décembre 2014	17 septembre 2015
		4[100]	Opérationnel		979	1 030	3 000	16 juin 2010	2 février 2018	28 septembre 2018
Tchéquie	Temelín	1[101]	Opérationnel	VVER-1000/V320	1 027	1 082	3 120	1er février 1987	21 décembre 2000	10 juin 2002
		2[102]	Opérationnel		1 027	1 082	3 120	1er février 1987	29 décembre 2002	18 avril 2003
Ukraine	Khmelnitski	1[103]	Opérationnel	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	1er novembre 1981	31 décembre 1987	13 août 1988
		2[104]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er février 1985	7 août 2004	15 décembre 2005
		3[105]	En construction	VVER-1000/V392B	1 035	1 089	3 132	1er mars 1986
		4[106]	En construction		1 035	1 089	3 132	1er février 1987
	Rivné	3[107]	Opérationnel	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	1er février 1980	21 décembre 1986	16 mai 1987
		4[108]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er août 1986	10 octobre 2004	6 avril 2006
	Ukraine du Sud	1[109]	Opérationnel	VVER-1000/V302	950	1 000	3 000	1er août 1976	31 décembre 1982	2 décembre 1983
		2[110]	Opérationnel	VVER-1000/V338	950	1 000	3 000	1er juin 1981	6 janvier 1985	6 avril 1985
		3[111]	Opérationnel	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	1er novembre 1984	20 septembre 1989	29 décembre 1989
	Zaporijia	1[112]	Opérationnel	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	1er avril 1980	10 décembre 1984	25 décembre 1985
		2[113]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er janvier 1981	22 juillet 1985	15 février 1986
		3[114]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er avril 1982	10 décembre 1986	5 mars 1987
		4[115]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er avril 1983	18 décembre 1987	14 avril 1988
		5[116]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er novembre 1985	14 août 1989	27 octobre 1989
		6[117]	Opérationnel		950	1 000	3 000	1er juin 1986	19 octobre 1995	17 septembre 1996

VVER-1200

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 août 2024, 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 n^o 1 de la centrale nucléaire biélorusse d'Astraviets, la cuve du réacteur chute lors de son installation en aout 2016^[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 n^o 2 est installée en remplacement dans le premier réacteur ; et la nouvelle cuve du réacteur n^o 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 avril 2014^[122].

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)
Bangladesh	Rooppur	1[123]	En construction	VVER-1200/V523	1 080	1 200	3 200	30 novembre 2017		2025[124]
		2[125]	En construction		1 080	1 200	3 200	14 juillet 2018
		3[124]	En projet
		4[124]	En projet
Biélorussie	Astraviets	1[126]	Opérationnel	VVER-1200/V491	1 110	1 194	3 200	8 novembre 2013	3 novembre 2020	10 juin 2021
		2[127]	Opérationnel		1 110	1 194	3 200	27 avril 2014	13 mai 2023	1er novembre 2023
Chine	Tianwan	7[128]	En construction	VVER-1200/V491	1 171	1 265	3 200	19 mai 2021		2026-2027[129]
		8[130]	En construction		1 171	1 265	3 200	25 février 2022
	Xudabao	3[131]	En construction	VVER-1200/V491	1 200	1 274	3 200	28 juillet 2021		2027-2028[129]
		4[132]	En construction		1 200	1 274	3 200	19 mai 2022
Égypte	El-Dabaa	1[133]	En construction	VVER-1200/V529	1 100	1 200	3 200	20 juillet 2022		avant 2031[134]
		2[135]	En construction		1 100	1 200	3 200	19 novembre 2022
		3[136]	En construction		1 100	1 200	3 200	3 mai 2023
		4[137]	En construction		1 100	1 200	3 200	23 janvier 2024
Hongrie	Paks-II	2-1[138]	En projet	VVER-1200/V527[17]				2024		2030[120]
		2-2[138]	En projet
Russie	Novovoronej-II	2-1[139]	Opérationnel	VVER-1200/V392M	1 114	1 180	3 200	24 juin 2008	5 août 2016	27 février 2017
		2-2[140]	Opérationnel		1 114	1 180	3 200	12 juillet 2009	1er mai 2019	31 octobre 2019
	Leningrad-II	2-1[141]	Opérationnel	VVER-1200/V491	1 066	1 188	3 200	25 octobre 2008	9 mars 2018	29 octobre 2018
		2-2[142]	Opérationnel		1 066	1 188	3 200	15 avril 2010	22 octobre 2020	18 mars 2021
		2-3[143]	En construction		1 150	1 199	3 200	14 mars 2024		2030[144]
		2-4[144]	En projet		1 150	1 199	3 200			2032[145]
Turquie	Akkuyu	1[146]	En construction	VVER-1200/V509	1 114	1 200	3 200	3 avril 2018		2025[147]
		2[148]	En construction		1 114	1 200	3 200	8 avril 2020		2025-2028[147]
		3[149]	En construction		1 114	1 200	3 200	10 mars 2021		2025-2028[147]
		4[150]	En construction		1 114	1 200	3 200	21 juillet 2022		2028[147]

VVER-TOI

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].

Réacteurs VVER-TOI dans le monde

La construction des deux premières unités VVER-TOI de modèle V510, débute respectivement en 2018 et 2019 à la centrale nucléaire Russe de Koursk-II^[10].

VVER-TOI

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[153]	En construction	VVER-TOI/V510	1 200	1 255	3 300	28 avril 2018
		2-2[154]	En construction		1 200	1 255	3 300	1er mai 2019
		2-3[155]	En projet	VVER-TOI	~1 200	~1 255	~3 300
		2-4[155]	En projet		~1 200	~1 255	~3 300
	Smolensk-II	2-1[156]	En projet	VVER-TOI	~1 200	~1 255	~3 300	mars 2027		2032
		2-2[156]	En projet		~1 200	~1 255	~3 300			2034

Projets VVER annulés

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].

Pays	Centrale	Unité	Modèle	Puissance			Statut	Date d'arrêt / notes
				Nette (MWe)	Brute (MWe)	Thermique (MWth)
Bulgarie	Béléné	1[9]	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	Construction abandonnée	Construction arrêtée en 1990
		2[9]		950	1 000	3 000
Cuba	Juragua	1[7]	VVER-440/V318	~ 400	~ 440	~ 1 400	Construction abandonnée	Abandonné en 2000[157]
		2[7]		~ 400	~ 440	~ 1 400
Finlande	Hanhikivi	1[158]	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)
Hongrie	Paks	5[9]	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	Annulé avant construction	Abandonné en 1989
		6[9]		950	1 000	3 000
Pologne	Żarnowiec	1[9]	VVER-440/V213	~ 400	~ 440	~ 1 400	Construction abandonnée	Construction arrêtée en 1989 et abandonnée en 1990
		2[9]		~ 400	~ 440	~ 1 400
		3[9]		~ 400	~ 440	~ 1 400	Annulé avant construction
		4[9]		~ 400	~ 440	~ 1 400
RDA	Greifswald	5[9],[159]	VVER-440/V213	408	440	1 375	Terminé	Mis en service commercial le 1er novembre 1989, et arrêté moins de trois semaines après, le 24 novembre 1989.
		6[9]		408	440	1 375		Jamais mis en service
		7[9]		408	440	1 375	Construction abandonnée	Construction arrêtée en 1989
		8[9]		408	440	1 375
	Stendal	1[9]	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	Construction abandonnée	Construction arrêtée en 1991
		2[9]		950	1 000	3 000
Russie	Balakovo	5[155]	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	Construction abandonnée	Construction arrêtée en 1992
		6[155]		950	1 000	3 000
	Kaliningrad	1[160]	VVER-1200/V491	1 109	1 194	3 200	Construction abandonnée	Construction débutée le 22 février 2012 mais suspendue depuis avril 2014 dû à l'opposition des pays limitrophes[161],[162].
		2[160]		1 109	1 194	3 200
Tchéquie	Temelín	3[9]	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	Annulé avant construction	Abandonné en 1990
		4[9]		950	1 000	3 000
Ukraine	Crimée	1[9],[163]	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	Construction abandonnée	Construction annulée en 1989, et dû à la forte sismicité régionale
		2[9],[163]		950	1 000	3 000
	Kharkiv	1[9]	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	Annulé avant construction	Abandonné en 1989
		2[9]		950	1 000	3 000
	Odessa	1[9]	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	Construction abandonnée	Pré-travaux abandonnés en 1989
		2[9]		950	1 000	3 000
	Ukraine du Sud	4[9]	VVER-1000/V320	950	1 000	3 000	Construction abandonnée	Construction annulée en 1989

Notes et références

Références

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Liens externes

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