Bibliographie & annexes
Présentation
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RÉSUMÉ
Dans les années 1950, les applications civiles de l'énergie nucléaire notamment pour la production d'électricité ont été développées en parallèle en Occident et en Union soviétique. Pour les réacteurs à eau sous pression, les concepts sont identiques avec l'eau du circuit primaire à l'état liquide, des générateurs de vapeur et des circuits secondaires distincts, un combustible composé d'oxyde d'uranium faiblement enrichi (. Au-delà de ces grandes options similaires, les solutions mises en pratique sont différentes entre les réacteurs occidentaux et soviétiques, principalement compte tenu de contraintes bien distinctes. Cet article présente l'historique et le développement des réacteurs à eau pressurisée d'origine soviétique, y compris les derniers modèles de troisième génération.
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Lire l’articleAuteur(s)
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Vassili BORZOV : Ingénieur développement à l'international - IRSN BU-DCI, Fontenay-aux-Roses, France
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Borislav DIMITROV : Expert sûreté des réacteurs - IRSN PSN/SRDS – SSYR, Fontenay-aux-Roses, France
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Christophe HERER : Ingénieur analyses et simulations thermohydrauliques - IRSN PSN-RES/SEMIA/BAST, Fontenay-aux-Roses, France
INTRODUCTION
Les premiers réacteurs prototypes utilisant l'énergie nucléaire ont vu le jour en Union soviétique dans les années 1950 ; le 27 juin 1954, un réacteur uranium-graphite de 5 MW est entré en production à Obninsk près de Moscou. Le premier réacteur à eau sous pression prototype (210 MW électrique) de type soviétique (VVER) est entré en production en 1964 à Novovoronezh, à un peu plus de 500 km au sud de Moscou.
Cet article présente chronologiquement les différents modèles industriels VVER. La première section propose une description rapide du principe et des principales différences entre les VVER et les réacteurs à eau sous pression occidentaux (REP) ainsi que les raisons qui ont conduit aux différents choix technologiques. Les principales séries de VVER sont ensuite détaillées dans les sections suivantes.
L'article se limite à un descriptif technique sans aborder les aspects économiques, la fiabilité et les considérations de sûreté et de fonctionnement. Sur ces derniers points, on pourra se reporter à l'article Sûreté des centrales nucléaires des pays d'Europe de l'Est [BN 3 827] .
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Descriptif des principales séries de VVER
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1. Contexte
L'Union soviétique a développé l'utilisation de l'énergie nucléaire pour la production d'électricité dès la fin de la Seconde Guerre mondiale. Le premier prototype en exploitation a été conçu suivant les concepts de la filière graphite mais très rapidement ont suivi d'autres conceptions dont, en particulier, celles de la filière VVER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor ; réacteur de puissance eau-eau), similaire, dans les grandes lignes, aux centrales à eau sous pression développées en occident.
Cependant, les conceptions réelles et les choix de réalisation des VVER et des REP occidentaux présentent des spécificités, notamment les bâtiments, le combustible, les générateurs de vapeur et les pompes primaires. Les échanges techniques qui se sont développés au cours des années 1990 entre l'Occident, la nouvelle fédération de Russie et les pays d'Europe de l'Est ont conduit à rapprocher les principes de conception. Cependant, les réacteurs VVER de troisième génération présentent encore des caractéristiques et des choix technologiques sensiblement différents des réacteurs français ou américain les plus récents comme l'EPR ou l'AP1000.
1.1 Descriptif général
Le concept VVER se caractérise essentiellement par :
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un circuit primaire à boucles avec les branches chaudes connectées à la cuve à un niveau supérieur aux ajutages des branches froides ;
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des générateurs de vapeur (GV) horizontaux, à grande capacité d'eau et pouvant fonctionner en circulation naturelle (figure 1) qui imposent, compte tenu de leur encombrement, un agencement très particulier dans le bâtiment réacteur ;
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un cœur composé d'assemblages de combustible de structure hexagonale ;
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un contrôle de réactivité assuré par du bore et l'insertion de grappes de contrôle (comme pour les REP occidentaux) ;
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l'absence de traversées en fond de cuve ;
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une injection de sécurité par accumulateurs directement en cuve ;
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des injections de sécurité actives en branche froide ou en branche chaude, parfois en cuve ;
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la piscine de refroidissement du combustible usé placée dans le même bâtiment...
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Contexte
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - IAEA - Ranking of safety issues for VVER-440 model 230 nuclear power plants. - IAEA, TECDOC-640 (1992).
-
(2) - IAEA - Performance analysis of VVER-440/230 nuclear power plants. - IAEA, TECDOC-922 (1997).
-
(3) - DIMITROV (B.), MARINOV (M.) - Evaluation of the primary circuit inherent safety features of the VVER-440 reactors. - IAEA, Tech. Committee on Passive Safety in Current and Future Water Cooled Reactors, Moscou (1989) http://www.iaea.org/inis/collection/ NCLCollectionStore/_Public/22/016/ 22016744.pdf
-
(4) - IAEA - Design basis and design features of VVER-440 model 213 nuclear power plants. - IAEA, TECDOC-742 (1994).
-
(5) - IAEA - Safety Issues and their ranking for VVER-440 Model 213 NPPs. - IAEA, EBP-WWER-03 (1996).
-
(6) - IAEA - Safety issues and their ranking for small series'VVER-1000...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
ANNEXES
Rosatom http://www.rosatom.ru/en/
Gidropress http://www.gidropress.podolsk.ru/en/
BELLONA http://bellona.org/work-areas/nuclear-issues/ nuclear-russia
World Nuclear Association (WNA) https://world-nuclear.org/
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