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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Conclusion
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3. Perspectives
Rosatom et ses filiales, en particulier Gidropress et AEP, restent particulièrement actives d'une part dans le développement de nouveaux concepts de réacteurs civils, d'autre part dans la construction de nouveaux réacteurs. Ces deux aspects sont présentés dans les paragraphes suivants.
3.1 Développements
Le réacteur MIR (Modernized International Reactor ) est une approche commerciale d'Atomstroyexport, filiale de Rosatom. Cette approche consiste à proposer des solutions évolutionnaires adaptées aux besoins du client. Le réacteur est un réacteur AES 2006 modernisé qui prend en compte les exigences de l'appel d'offre de la centrale de Temelin 3 & 4 (République Tchèque) ainsi que celles élaborées par des grands producteurs d'électricité nucléaire européens, regroupées au sein du document EUR.
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L'acronyme TOI signifie Typique Optimisé et Informatisé. Typique dans le sens où il est standardisé, uniformisé (convergence donc des approches d'AEP Moscou et Saint Pétersbourg), Optimisé en termes de coût de fabrication et de construction mais aussi avec une disponibilité accrue et Informatisé tout au long de son cycle de vie, depuis la conception ; le dessin du réacteur est exécuté par des technologies de conception 3D uniformisées et multiplateformes. C'est un réacteur encore au stade de la conception, dont la puissance thermique serait de 3 300 MW, légèrement augmentée par rapport à celle de l'AES-2006.
Le cahier des charges de la conception prévoit :
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une nouvelle conception de cuve avec un nombre limité de soudures ;
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un dimensionnement au séisme de degré 8 sur l'échelle MSK, porté à 9 en option avec une accélération horizontale au sol maximale de 0,41 g ;
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une enceinte dimensionnée pour résister à l'impact tant d'un avion militaire de 20 t que d'un avion gros porteur...
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Perspectives
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).
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(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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