VVER-1000, ces réacteurs russes en fonctionnement en Ukraine - Sfen

VVER-1000, ces réacteurs russes en fonctionnement en Ukraine

Publié le 14 mars 2022 - Mis à jour le 16 mars 2022
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Lors du conflit en Ukraine, plusieurs réacteurs nucléaires se sont retrouvés proches des zones de combats, en particulier les six unités de la centrale de Zaporijia sur laquelle un incendie s’est déclaré sur un bâtiment de formation le 4 mars 2022, sans conséquence. La centrale compte six tranches de type VVER-1000. La Sfen fait un point sur les caractéristiques techniques et de sûreté de ces réacteurs.

Le programme VVER-1000 a été lancé en ex-Union soviétique dans les 1970. l’un des principaux objectifs de ce programme était de développer un modèle de grande puissance[1] avec des standards de sûreté équivalents aux modèles occidentaux de l’époque[2].

Ce programme de développement s’est déroulé en trois grandes étapes avec :

  • La réalisation d’un prototype, le modèle V187, construit en Russie sur le site de Novovoronezh.
  • Puis le développement d’un modèle pré-standard sous les appellations V302 puis V338, dont quatre exemplaires ont été construits (deux en Russie ; Kalinin 1&2 et deux en Ukraine ; South-Ukraine 1&2) et sont aujourd’hui en exploitation
  • Et enfin le modèle de série, dit V320, avec 25 unités, aujourd’hui en exploitation. 11 sont situés en Ukraine. Ce dernier modèle est de deuxième génération « avancé », à l’image du N4 français ou du Konvoi allemand. C’est sur cette base que seront développés ensuite les VVER de troisième génération.

Par ailleurs, ces réacteurs ont fait l’objet de stress tests après les accidents de Fukushima en 2011. Ils bénéficient des retours d’expériences des accidents de Tchernobyl et Fukushima.

Les caractéristiques générales de ce modèle sont regroupées dans le tableau en fin d’article.

Le VVER-1000 / V320

Vue éclatée du bâtiment réacteur d’un VVER-1000 V320

1 – générateur de vapeur, 2- pompe primaire, 3 – enceinte de confinement, 4 – pont polaire, 5 – mécanismes de commande de grappes, 6 –cuve du réacteur

VVER (ВВЭР en russe) est l’acronyme russe pour « Water-cooled, Water-moderated, Energy Reactor – WWER en anglais). Il s’agit donc d’un réacteur à eau sous pression (REP) tout comme l’ensemble des réacteurs du parc électronucléaire français en exploitation.

Cependant les VVER sont pratiquement les seuls REP avoir été développés indépendamment des licences américaines et présentent de ce fait quelques caractéristiques uniques dont les principales sont :

  • des assemblages de combustible à section hexagonale, placés dans un cœur à pas triangulaire
  • Des générateurs de vapeur horizontaux
  • Des branches chaudes et froides sur deux niveaux différents.

Cœur à pas triangulaire

Agencement général de la centrale

Alors que les modèles VVER précédents étaient construits sous la forme d’unités jumelées (comme sur les 900MW français), le VVER-1000 V320 présente des unités indépendantes.

Chaque unité est constituée de trois bâtiments principaux :

  • Le bâtiment réacteur qui comprend sur un radier commun l’enceinte de confinement du réacteur, entourée par le bâtiment des auxiliaires nucléaires.
    • L’enceinte de confinement est une structure cylindrique de 45 mètres de diamètre et 1,20 m d’épaisseur avec un dôme de 1,10 m d’épaisseur. À noter que sur les modèles VVER la piscine de stockage du combustible usé est à l’intérieur de l’enceinte de confinement.
    • Le bâtiment des auxiliaires nucléaires est une structure de section carrée de 66 m de côté. Les équipements de sauvegarde sont situés dans la partie basse du bâtiment, en dessous de l’enceinte de confinement.
  • Le bâtiment turbine.
  • Le bâtiment des diesels de secours.

Vue aérienne de la centrale de Zaporijia

Sûreté

Les systèmes de sûreté du VVER-1000/V320 sont organisés selon une architecture à trois trains indépendants (3×100 %), chaque train étant alimenté par un générateur diesel de secours indépendant. Les principaux systèmes de sauvegarde sont les suivants :

Système d’injection de sûreté

Le système d’injection de sûreté fournit de l’eau borée au circuit primaire en situation de brèche sur le circuit primaire. Il est composé de trois sous-systèmes :

  • Le système d’injection basse pression, composé de trois trains indépendants comprenant chacun ; une pompe basse pression (débit jusqu’à 700m3/h) et un échangeur de chaleur. L’eau borée est prélevée à partir des puisards de l’enceinte de confinement. Le train n°1 injecte dans les branches chaude et froide de la boucle 1 et les trains n°2 et 3 dans les piquages d’injection directe en cuve.
  • Le système d’injection haute pression, composé de trois trains indépendants comprenant chacun une pompe haute pression et un réservoir d’eau borée dédié. Les trois trains injectent respectivement dans les branches froides n°1, 3 et 4.
  • Un système d’injection passif composé de quatre accumulateurs pressurisés à une pression de 59 bars. Deux accumulateurs injectent dans le piquage d’injection directe en cuve cotée sortie cœur et les deux autres dans le piquage d’injection directe en cuve coté « downcomer ».

Système de borication d’urgence

Ce système permet d’injecter une solution d’acide borique à haute concentration afin de palier à un défaut de chute des grappes. Il composé de trois trains indépendants comprenant chacun une pompe d’injection haute pression et un réservoir d’eau borée à haute concentration en bore. Les trois trains injectent respectivement dans les trois piquages d’injection haute pression.

Alimentation de secours des générateurs de vapeur (GV)

Ce système est également composé de trois trains indépendants composés chacun d’un réservoir dédié (500 m³) et d’une pompe d’injection. Le train n°1 injecte dans tous les GV, le train n°2 dans les GV 1 & 4 et le train n°3 dans les GV 2 & 3.

Stress test post-Fukushima

Au-delà de ces caractéristiques génériques issues de la conception initiale des VVER-1000/V320, les accidents de Tchernobyl, puis notamment de Fukushima ont conduit à des réévaluations de sûreté (« Stress tests ») pour l’ensemble du parc mondial de réacteurs nucléaires et à l’implémentation de dispositions spécifiques pour en améliorer la sûreté.

En Ukraine, les résultats de ces « stress tests » ont fait l’objet d’un document émis par l’autorité de sûreté ukrainienne en 2011[3] et l’implémentation des améliorations de sûreté requises est suivie dans la mise à jour de rapports annuels[4].

Parmi les améliorations déjà mises en place, on notera notamment :

  • L’implémentation de recombineurs à hydrogène passifs ;
  • L’implémentation de systèmes de ventilation filtrée de l’enceinte de confinement ;
  • La mise en place de connections pour le branchement d’équipements mobiles (pompes et générateurs de secours).

 

[1]Les VVER-440 n’étaient pas compétitifs économiquement avec le RBMK-1000

[2]Ce qui n’était pas le cas de RBMK-1000 de l’aveu même des soviétiques

[3]Stress test results – National Report of Ukraine – STATE NUCLEAR REGULATORY INSPECTORATE OF UKRAINE – 2011

[4]Ukraine | ENSREG

Par Jean-Luc Jacoud, section technique 7 (Technologie et exploitation des réacteurs)

Copyright photo : Konstantin Mihalchevskiy / Sputnik / Sputnik via AFP

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