VVER

VVER
Développeur/Fabricant :	OKB Giropress
Pays en developpement:	Union soviétique Union soviétique
données du réacteur
type de réacteur :	réacteur à eau sous pression
Type de conception :	récipient sous pression
Modérateur:	eau légère
Refroidissement:	eau légère
Coefficient de bouchon de vapeur :	négatif
Classes de performance en MW (brut) :	210, 365, 440, 1000, 1160, 1200, 1300, 1500
Endiguement:	disponible à partir de la 3ème génération, ainsi que dans les versions d'exportation WVER-440/311 et WVER-440/318
Copies construites :	66

Sous la désignation WWER ( réacteur eau-eau-énergie, russe Водо-водяной энергетический реактор , translittération scientifique Vodo - vodjanoj ėnergetičeskij Reaktor , transkr. Wodo-vodjanoi energyheski Reaktor , presse ВВЭР combiné. Le terme eau-eau signifie modéré à l'eau et refroidi à l'eau. Le composant communément appelé assemblage combustible est appelé assemblage combustible dans le cas des réacteurs VVER ou cassette en abrégé ( russe кассета ) .

générations

Il existe quatre générations de réacteurs. Le premier chiffre indique le type de réacteur spécifique ; cela correspond généralement à la production électrique approximative de la centrale électrique en mégawatts. Le deuxième chiffre est la version du réacteur ou le nom du projet. Les deux premiers prototypes de ce type de réacteur (VVER-210 et VVER-365) ont été utilisés et étudiés à la centrale nucléaire de Novovoronezh . Le VWER-210 a été développé à l' Institut Kurchatov , tous les autres puis par la société d'État soviétique, puis russe OKB Gidopress .

Données physico-techniques

Les données physico-techniques des réacteurs de type VVER (sauf VVER-1200) sont l'ouvrage standard Atomic Energy in Science and Industry d'Andranik Petros'janc (1906-2005), qui de 1978 à 1986 a été président de l'URSS Comité d'État pour l'utilisation de l'énergie atomique, pris. ^[2]

Certaines données pour les nouveaux types de réacteurs peuvent différer légèrement selon la source. ^[4]

WVER-210

Le prototype de tous les réacteurs à eau sous pression soviétiques/russes était le type VWER-210. Il a été développé sous le nom de projet W-1 à l' Institut Kurchatov et construit comme la première unité de la centrale nucléaire de Novovoronezh . Le lancement physique « open cover » a été effectué en décembre 1963, le 8 septembre 1964 le réacteur est devenu critique. Le 30 septembre, il est raccordé au réseau et le 27 décembre 1964, il atteint sa puissance nominale. À l'époque, c'était l'un des réacteurs nucléaires les plus puissants du monde. ^[5]

Les solutions techniques suivantes ont notamment été testées sur ce projet de réacteur :

• La forme hexagonale de la cassette,
• matériaux pour la gaine des éléments combustibles,
• matériaux, forme, corps et support du réacteur,
• les systèmes de contrôle-commande et la sûreté et
• Contrôle de la température et libération d'énergie .

En 1984, cette première unité a été mise hors service.

WWER-70

Sous le nom de projet W-2, une variante du réacteur à eau sous pression WVER-210 d'une puissance électrique brute de 70 MW a été développée par OKB Gidopress pour la centrale nucléaire prévue de Rheinsberg à partir de janvier 1957 . Ce type de réacteur a reçu le nom de VVER-70. Fin 1958, la conception technique du réacteur W-2 est achevée. Il convient de noter que les projets W-1 et W-2 ont été développés dans un court intervalle de temps, de sorte que de nombreuses solutions techniques étaient similaires.

Les travaux de construction de la centrale nucléaire de Rheinsberg ont commencé le 1er janvier 1960. Le réacteur est devenu critique pour la première fois le 11 mars 1966 . La cérémonie de mise en service a eu lieu le 9 mai 1966. Le réacteur a atteint sa capacité nominale le 11 octobre 1966, date à laquelle l'exploitation commerciale continue a également commencé.

Ce type de réacteur a été conçu pour une durée de vie de 20 ans. En 1986, il a été prolongé de cinq ans après des travaux de rénovation, de sorte que l'arrêt régulier était prévu pour 1992. En raison de problèmes de sécurité importants concernant les réacteurs soviétiques après la réunification , la centrale nucléaire a été fermée le 1er juin 1990.

WVER-365

Dans l'étape suivante, le type de réacteur VVER-365 avec une puissance thermique de 1 320 MW a été développé. Les travaux à ce sujet ont été lancés après un décret gouvernemental du 30 août 1962.

Les innovations les plus importantes du WVER-365 comprenaient :

• L'augmentation de température moyenne du modérateur, du caloporteur et de l' eau de refroidissement dans la zone active est passée de 19 °C à 25 °C,
• deux circuits supplémentaires ont été ajoutés pour maintenir les dimensions des pompes de circulation principales constantes à mesure que le débit et la pression du liquide de refroidissement augmentent,
• le principe du rechargement « à sec » des cassettes a été retenu,
• pour la première fois des absorbeurs combustibles ont été utilisés,
• un type universel de cassette de contrôle a été développé et
• la non-uniformité du flux neutronique dans le cœur du réacteur a été réduite.

De plus, la somme de toutes les surfaces des crayons combustibles a été augmentée en réduisant leur diamètre de 10,2 à 9,1 mm. Dans le même temps, le type de cartouche a été changé. Le nombre de crayons combustibles par assemblage est passé de 90 à 126 crayons combustibles. Cela a entraîné à son tour un certain nombre d'autres modifications de conception, à la fois en termes de géométrie et de fabrication des cassettes et des barres de combustible, ainsi que du cœur du réacteur lui-même. ^[6]

Le VVER-365 a été construit en tant que deuxième unité de la centrale nucléaire de Novovoronezh et mis en service en 1969. Le réacteur a atteint sa capacité nominale en avril 1970. En 1990, le VWER-365 a été mis hors service comme prévu. ^[sept]

WVER-440

VVER-440 : Vue en coupe d'une pile à combustible composée d'eau (bleu) additionnée d' acide borique , d'une gaine en zircaloy ( vert), du crayon combustible en dioxyde d'uranium fritté (orange) et d'une cavité centrale. L'hélium est pressé entre le crayon combustible et le tube Zircaloy (jaune). Le diamètre extérieur d'un crayon combustible est de 7,6 mm, celui du tube Zircaloy est de 9,1 mm [8].		Cellule pour détecteurs constituée d'eau (bleue) additionnée d'acide borique et d'un tube guide en Zircaloy (vert)

WVER-440 : Plan en coupe d'un assemblage combustible avec 126 piles à combustible, un canal central pour les détecteurs et un appareil extérieur. La largeur sur plats de l'hexagone représenté ici est de 14,4 cm ^[8].

VVER-440 : Schéma en coupe simplifié de la zone active du réacteur avec la cuve du réacteur (gris), l'eau borée (bleu) et 349 assemblages combustibles. Les assemblages combustibles ont trois enrichissements différents en U-235, 1,6 % (jaune), 2,4 % (orange) et 3,6 % (rouge). Le diamètre extérieur du récipient sous pression en acier est de 3,8 m ^[8]

La série WVER-440 comprend l'ancien type WVER-440/230 et le nouveau type WVER-440/213 considérablement amélioré. Il existe également un type spécial qui n'a été développé que pour la centrale nucléaire finlandaise de Loviisa afin de répondre aux exigences de sécurité. Comme tous les réacteurs à eau sous pression, le WVER-440 utilise de l'eau à la fois pour refroidir le cœur du réacteur et pour générer de la vapeur, ainsi que pour modérer les neutrons. Le dioxyde d'uranium faiblement enrichi est utilisé comme combustible. L'une des particularités du WVER-440/230 est la construction de blocs doubles avec une maison de machine commune .

Selon le constructeur, le débit de dose radioactive à proximité d'une centrale nucléaire VVER-440 augmente de moins de 0,5  mSv par an. ^[9]

Par exemple, les fûts Castor de GNS , spécialement développés pour la série VVER-440, peuvent également être utilisés pour le transport et le stockage intermédiaire des éléments combustibles. Le fût CASTOR 440/84 peut contenir 84 éléments combustibles. Il mesure 4,08 m de long et 2,66 m de diamètre et sa masse est de 116 tonnes. ^[dix]

Le VVER-440 possède une cuve sous pression de réacteur particulièrement mince. Le cœur du réacteur est donc proche des parois en acier, l'espace rempli d'eau entre elles ne fait que seize centimètres de large, beaucoup plus étroit que la plupart des centrales nucléaires construites en Occident. Les neutrons sont ralentis dans une moindre mesure dans cet espace étroit, de sorte que la charge de rayonnement sur l'acier est plus élevée et qu'il vieillit ou devient donc plus rapidement cassant .

De 2010 à 2014, un projet de recherche financé par l'UE appelé "Long Life" a étudié les processus de fragilisation de divers alliages d'acier sous l'influence des neutrons. Il a été coordonné par des scientifiques du Centre Helmholtz de Dresde-Rossendorf sous la direction d'Eberhard Altstadt. Le Centre Helmholtz a également examiné des échantillons d'acier provenant de trois blocs de la centrale nucléaire de type VVER à Greifswald, qui a fonctionné entre 1973 et 1990. En raison des différents temps de fonctionnement des blocs, l'acier utilisé dans ceux-ci a été irradié avec des neutrons à des degrés divers. De cette façon, la fragilisation de l'acier peut être déterminée en fonction du bombardement neutronique et comparée aux valeurs de référence précédentes pour le vieillissement de l'acier dans les centrales nucléaires. ^[11]

WVER-440/230

Les réacteurs VWER 230 de première génération présentent un certain nombre de défauts de sûreté :

• faible redondance des dispositifs de sécurité
• pas de confinement global
• refroidissement d'urgence insuffisant en cas de rupture de la ligne principale de liquide de refroidissement
• Mauvaise séparation spatiale des dispositifs de sécurité (redondants)
• technologie de contrôle et accessoires de fonctionnement déroutants et obsolètes

Des réacteurs de la série WVER-440/230 étaient en service à Kozloduy et Bohunice , entre autres . L' Union européenne avait déclaré que les réacteurs de type VWER-440/230 "ne peuvent pas être amenés au niveau de sécurité requis" et doivent donc être arrêtés lorsque les pays concernés rejoindront l' UE - les VWER-440/230 correspondants ont été arrêtés par 2007 . En RDA, ce type de réacteur était utilisé à Greifswald et – comme toutes les autres centrales nucléaires de la RDA – a été arrêté au cours de la réunification .

WVER-440/213

De nombreuses lacunes ont été corrigées dans le type WVER440/213. Le système de refroidissement d'urgence est désormais en mesure d'intervenir efficacement en cas de défaut du fournisseur de liquide de refroidissement. De plus, les systèmes de sécurité ont été conçus avec une triple redondance et la protection incendie a été considérablement améliorée. De plus, cette série a un condenseur à bulles attaché . Cela donne à la vapeur radioactive libérée par une fuite, même importante, plus d'espace pour se répandre et peut également se condenser dans des pièges à eau avant que la pression de conception ne soit atteinte. ^[12]

En plus du VVER-440/230, un réacteur VVER-440/213 était également en service à Greifswald - celui-ci a également été arrêté après 1989. Trois autres étaient en construction mais n'ont jamais été mis en ligne. Les réacteurs de la série VVER-440/213 sont situés dans l'UE à Dukovany , Bohunice , Mochovce et Paks .

WVER-440/318

Une version d'exportation du VVER-440/213 est le VVER-440/318. Il devait être utilisé dans la centrale nucléaire de Juraguá . ^[13] Contrairement à la série standard 213, le VVER-440/318 a un confinement . ^[14]

WVER-1000

Réacteur à eau sous pression WVER-1000

Le VVER-1000 est un développement ultérieur du VVER-440 avec un équipement de sécurité amélioré - y compris une cuve de confinement  - et une puissance électrique plus élevée (1 000 MW), avec des composants éprouvés du VVER-440 en cours d'adoption. Les réacteurs VVER-1000 peuvent être amenés à un niveau de sécurité plus élevé avec l'effort approprié. Toute la technologie de contrôle et les ordinateurs lents doivent être remplacés. En outre, certains des systèmes de surveillance et des affichages encore peu conviviaux seront modernisés. Le VVER-1000 utilise des pompes de refroidissement de type GCNA-1391, chacune avec une exigence interne de 5 MW, et la vitesse de la pompe est de 1000 tours par minute. Le générateur de vapeur VVER-1000 est du type ПГВ-1000М.

Les réacteurs de la série VVER-1000/320 sont situés, entre autres, à Balakovo (Russie), Kalinin (Russie), Kozloduy (Bulgarie), Temelín (République tchèque), Khmelnytskyi (Ukraine), Rivne-3 et Rivne-4 ( Ukraine) et Zaporijia (Ukraine).

Les réacteurs du type WVER-1000/392 sont utilisés dans les centrales nucléaires avec les désignations AES-91 et AES-92 (voir Atomstroiexport ) . La première centrale nucléaire AES-91 a été construite à Tianwan (République populaire de Chine) avec un réacteur VVER-1000/428 adapté à ce projet. La version adaptée pour l'Inde porte la désignation WVER-1000/412 et est utilisée dans la centrale nucléaire de Kudankulam de type AES-92. Les deux ont été équipés de systèmes de contrôle occidentaux; des dispositifs de sécurité plus passifs ont été fournis pour la variante AES-92. Contrairement au type AES-92, la centrale nucléaire de type AES-91 dispose d'une protection supplémentaire contre les tremblements de terre.

Selon le constructeur, avec le VVER de la série VVER-1000/320, l'éruption de corium (mélange de combustible et de matériau de la gaine du crayon combustible) après une fusion du cœur est impossible. À cette fin, la cuve sous pression du réacteur est refroidie de l'extérieur par des mesures passives afin que son acier ait encore une résistance suffisante pour retenir la masse fondue à l'intérieur. La recherche sur la fusion du cœur n'en étant qu'au stade scientifique de base, aucune garantie ne peut être donnée quant à la contrôlabilité des scénarios de fusion du cœur.

Depuis quelque temps, des expérimentations sont également menées avec de nouveaux types d'éléments combustibles pour tous les réacteurs VVER. Le plan est de recycler le combustible usé des réacteurs RBMK et de l'utiliser comme combustible pour les réacteurs VVER. Ceux-ci sont jusqu'à 2,5 % plus efficaces que les éléments combustibles VVER conventionnels. Le combustible est actuellement utilisé à titre expérimental dans les réacteurs de la centrale nucléaire de Kalinine . Les éléments combustibles usés peuvent à leur tour être transformés en éléments combustibles MOX , qui sont utilisés dans la centrale nucléaire de Beloyarsk depuis début 2008 . ^[15]

Selon le constructeur, le débit de dose radioactive à proximité d'une centrale nucléaire VVER-1000 augmente de moins de 0,5  mSv par an. ^[9]

WVER-1200

Centrale nucléaire Novovoronezh II avec deux VVER-1200/491 ( AES-2006 )

Le réacteur WVER-1200 est un développement ultérieur des réacteurs WVER-1000, AES-91 et AES-92, la base de son développement était la construction des centrales nucléaires de Tianwan et Kudankulam . Le VVER-1200/491 a ensuite été développé à partir de leur technologie et de leurs systèmes de sécurité et une augmentation des performances a été obtenue. Ce type de réacteur doit être utilisé dans une nouvelle centrale nucléaire AES-2006 , un réacteur de génération III+ . Le réacteur a été développé par OKB Gidropress en coopération avec la société Atomstroiexport , fondée en 1998, les premiers réacteurs à Novovoronezhet Leningrad sont déjà terminés. Le réacteur VVER-1200 est conçu pour une durée de vie de 60 ans. La nouveauté de ces VVER est la turbine à vapeur à grande vitesse, qui ne sera utilisée que sur les nouveaux réacteurs nucléaires. Comme le VVER-1000, le VVER-1200 utilise également des pompes du type GCNA-1391 et des générateurs de vapeur du type PGV-1000 MKP. ^[16]

Les différences entre le WVER-1200 et le WVER-1000 sont, par exemple :

• plus grand diamètre de la cuve du réacteur
• utilisation plus efficace des barres de combustible
• augmentation possible de la puissance du réacteur thermique de 3200 MW à 3300 MW

Au cours du projet 2007-2015 , un plan a été élaboré pour répondre aux besoins énergétiques croissants de la Russie et pour éliminer progressivement les anciens réacteurs. Entre autres choses, le WVER-1200 (AES-2006) a été utilisé. Au total, 28 réacteurs sont prévus. Les premiers réacteurs sont construits à la centrale nucléaire de Novovoronezh II . ^[15] Un VVER-1160, en cours de construction à Leningrad II , doit être construit sur la base du VVER-1200.

Voir également

• Liste WWER par générations
• Liste des centrales nucléaires

liens web

Commons : WWER  - Collection d'images, de vidéos et de fichiers audio

• Réacteur VVER-1200 ( fr ) - surle pdf officiel AEM (anglais)
  • Construction VVER 1200 - sur la chaîne YouTube officielle d' AEM
• Gidopress Podolsk, fabricant et développeur de VVER

les détails

1. ↑ Version d'exportation du WVER-440/213
2. ↑ . _ _ Энергоатомиздат, Moskva 1984, p. 158 (447 p., biblioatom.ru ). 
3. ↑ Нововоронежская АЭС-2. (PDF) Projet «АЭС-2006». Атомэнергопроект, consulté le 24 mai 2020 .  
4. ↑ M p Никитенко : РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ ВВЭР. (PDF) ОКБ "Гидропесс", 22 octobre 2013 , récupéré le 24 mai 2020 .  
5. ↑ . _ _ Энергоатомиздат, Moskva 1984, p. 143 (447 p., biblioatom.ru ). 
6. ↑ Реакторная установи ВВЭР-365 (В-ЗМ). Consulté le 25 mai 2020 . 
7. ↑ Нововоронежская АЭС. Общая характеристика НВАЭС. Consulté le 25 mai 2020 . 
8. ↑ ^{a b c} Á. UN. Дементьев : Ядерные энергетические реакторы . Энергоатомиздат, Moskva 1984, p. 18-21, 257 (280 pages). 
9. ↑ ^{a b} Rosenergoatom - Radiation safety of the population and the environment - Emissions data ( Memento du 28 février 2014 dans Internet Archive ) (Anglais)
10. ↑ Hans-Joachim Elwenspoek : Imaginez, le CASTOR arrive... Bureau de presse et d'information du Forum atomique allemand, Berlin 2006. 
11. ↑ Uta Bilow : Réacteurs sous feu permanent in : FAZ du 22 septembre 2010
12. ^ H. Karwat: L'évaluation du confinement du condenseur à bulles des usines VVER-440/213 . Éditeur : Université technique de Munich, chaire de dynamique et de sécurité des réacteurs. 22 décembre 1999, doi : 10.1016/0029-5493(95)01062-M . 
13. ^ NEI Source Book: Fourth Edition (NEISB_3.2) (mémento du 30 mars 2008 aux archives Internet )
14. ↑ NTI - La Russie, Cuba et la centrale nucléaire de Juragua
15. ↑ ^{a b} World Nuclear Association : L'énergie nucléaire en Russie
16. ^{^ un b} VG Asmolov et autres. : Unité première du genre de nouvelle génération - Caractéristiques de conception du VVER-1200 . Dans : Énergie et technologie nucléaires . ruban 3 , non. 4 , 2017, p. 260–269 , doi : 10.1016/j.nucet.2017.10.003 ( en ligne ). 
17. ↑ Détails sur le WWER ( Memento du 28 septembre 2007 sur Internet Archive ) (Anglais)