Wikipédia

Réacteur VVER

types de réacteurs nucléaires soviétiques puis russes
(Redirigé depuis VVER 1000)
Réacteur VVER
Schéma d'un circuit primaire VVER à 4 boucles.
Présentation
Génération
I, II, ou III
Nombre de réacteurs
opérationnels :
VVER-440 (env. 30)
VVER-1000 (env. 35)
VVER-1200 (6)
Caractéristiques
Caloporteur
Modérateur
Neutrons
ThermiquesVoir et modifier les données sur Wikidata
Puissance électrique
VVER-440 : 440 MWe
VVER-1000 : 1 000 MWe
VVER-1200 : 1 200 MWe
VVER-TOI : 1 250 MWe
Localisation
Localisation

modifier - modifier le code - modifier WikidataDocumentation du modèle

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 Water Energy Reactor) ; est un réacteur à eau pressurisée de conception soviétique, puis russe pour les modèles conçus après 1991.

Développés en parallèle de la filière de réacteurs soviétiques RBMK, les réacteurs VVER ont supplanté ces derniers après la catastrophe nucléaire de Tchernobyl impliquant un réacteur de ce type.

Modèles de réacteurs modifier

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[1]:

  • 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 no 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 no 3 de cette même centrale est un modèle « VVER-1000/V320 », soit un VVER-1000 de version V320[1].

Selon la classification internationale de génération des réacteurs nucléaires, les différents modèles de VVER appartiennent à plusieurs générations :

Modèles de VVER construits, et génération de réacteur[1],[2]
Modèle générique Version État Génération de réacteur
VVER-210 V1 Prototype I
VVER-365 V3M
VVER-440 V179
V230
V270
V213 II
VVER-1000 V187 Prototype II
V302
V338
V320
V412 III
V428
V528
VVER-1200 V392M Prototype III+
V491
V509
V523
V527
V529
VVER-TOI V501 III+

Caractéristiques générales modifier

 
La disposition des 163 assemblages combustibles dans un réacteur VVER-1000 par rapport à un réacteur à eau pressurisée de conception américaine Westinghouse.

Les VVER sont pratiquement les seuls réacteurs à eau pressurisée (REP) à avoir été développés indépendamment des licences de REP américaines. Ils présentent de ce fait quelques caractéristiques uniques, comme des générateurs de vapeur horizontaux (et non verticaux), et des assemblages de combustible nucléaire à section hexagonale (et non carré), ainsi placés dans un cœur à pas triangulaire.

Les VVER-440 ont un circuit primaire à 6 boucles, et les VVER-1000, 1200 et TOI un circuit primaire à 4 boucles.

Les gros composants forgés des réacteurs VVER (cuve, générateur de vapeur, etc.) devaient pouvoir être transporté par voie ferrée depuis leur usine d'Atommash à Volgodonsk, jusqu'à leurs centrales nucléaires respectives[3]. La cuve du réacteur, qui est l'élément dimensionnant de la puissance totale du réacteur, était ainsi limitée à une taille maximum imposée par le gabarit des trains la transportant. Ce principe à limité la puissance des réacteurs VVER à 1 000 MWe[3].

Paramètres[3] VVER-440 VVER-1000
V-230 V-213 V-302 V-320
Puissance thermique (MWt) 1 375 1 375 3 000 3 000
Puissance électrique (MWe) 413 420 960 960
Nombre d'assemblages dans le cœur 349 349 163 163
Hauteur active (m) 2,46 2,46 3,56 3,56
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
Masse uranium UO2 (t) 47,6 47,6 79,9 79,9
Nombre de boucles circuit primaire 6 6 4 4
Pression primaire (bar) 123 123 157 157
Débit primaire (t/h) 39 000 42 000 76 000 80 000
Température entrée cuve (°C) 269 269 289 290
Température sortie cuve (°C) 301 301 320 322
Diamètre intérieur cuve (mm) 3 560 3 560 4 070 4 136
Hauteur cuve totale (m) 11,8 11,8 10,9 10,9
Type générateur de vapeur (GV) MTB-4 MTB-4 PGV-1000 PGV-1000
Type de Groupes motopompes primaires (GMPP) GTsN 310 GTsN 317 GTsN 195 GTsN 195
Pression de vapeur du circuit secondaire aux turbines (bar) 46 46 63 63
Température eau/vapeur (°C) 226/259 226/259 220/278 220/278
Type de Groupes Turbo Alternateurs (GTA) 2 × K 220 2 × K 220 K1000-60 K1000-60
Type de confinement Bunker+

soupapes

Bunker+

condenseur

barbotage

Enceinte

béton pré.

Cyl. simple+

peau

Définitions modifier

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)[4] qui définit ainsi les termes[4] :

  • 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) modifier

Avant la longue série de réacteurs de modèle VVER-440 construits par l'URSS, deux prototypes de plus faible puissance ont été achevés à la centrale de Novovoronej[5]:

  • 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[3].
  • 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[3].

Ces réacteurs de première génération sont tous les deux 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)

 Russie Novovoronej 1[6] Arrêté VVER-210/V1 197 210 760
2[7] Arrêté VVER-365/V3M 336 365 1 320

VVER-440 modifier

Caractéristiques modifier

On distingue deux types de réacteurs VVER-440 : le VVER-440/V230 de première génération (ainsi que son modèle dérivé le V270), et le modèle VVER-440/V213 de deuxième génération. Comme tous les réacteurs à eau pressurisée, le VVER-440 utilise l'eau pour le refroidissement du réacteur ainsi que pour la modération de la réaction nucléaire. Le combustible est du dioxyde d'uranium peu enrichi. Il possède six boucles primaires isolables[3].

Les réacteurs VVER-440 se construisent par paires car ils partagent plusieurs bâtiments en commun, dont leur salle des machines comportant les turbines et les alternateurs[3]. Les 24 premiers réacteurs français de 900 MWe (paliers CP0 et CP1) partagent également cette caractéristique. Une particularité des VVER-440 vient de leur groupe turbo-alternateur (GTA) fait de deux plus petites unités de 220 MWe jumelées, à la différence de la quasi totalité des réacteurs nucléaires mondiaux ayant un GTA unique[3].

Par rapport aux standards occidentaux, les VVER-440 sont jugés déficients sur les points suivants :

  • enceinte de confinement du réacteur insuffisamment résistante à une augmentation de pression (enceinte modulaire en béton armé, et non une enceinte en béton précontraint comme sur les autres REP dans le monde) ;
  • pour les VVER-440/230, le système de refroidissement de secours du cœur n'est pas dimensionné pour une rupture complète d'une tuyauterie du circuit primaire (APRP petite brèche).

La version modernisée 440/213 a bénéficié d'améliorations sur ces points. Ainsi, 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). Leurs enceintes de confinement sont également plus étanches et sont équipées d'un système très volumineux de réduction de pression (appelé tour de barbotage). Enfin, les mesures anti-incendie ont été nettement améliorées[3].

Cela étant, les VVER-440 présentent un avantage important : ils ont une quantité très importante d'eau primaire et secondaire par rapport à la puissance thermique du cœur, ce qui les rend « pardonnants » et donne un comportement en général plus « mou » en cas d'incident ainsi qu'un délai d'intervention de l'équipe de quart beaucoup plus important que les réacteurs REP occidentaux.[réf. nécessaire]

Réacteurs VVER-440 dans le monde modifier

Au total, 31 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[8].

Les réacteurs VVER-440/V230 de première génération, ne peuvent être économiquement modernisés pour un fonctionnement de longue durée[9]. L'Union européenne a imposé à la Slovaquie et à la Bulgarie la fermeture de leurs réacteurs VVER-440/V230 (respectivement les unités no 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[10].

Les quatre derniers réacteurs VVER-440/V230 en service sont : le réacteur no 2 de la centrale nucléaire arménienne de Metsamor (modèle V270, dérivé du V230 avec une résistance antisismique augmentée)[3], les réacteurs no 1 et 2 de la centrale russe de Kola et le réacteur no 4 de la centrale russe de Novovoronej (modèle V-179)[11].

Des réacteurs VVER-440/V213, de deuxième générations sont en exploitation dans les centrales de Dukovany, Bohunice, Mochovce et de Paks, ils ont été modernisés afin de respecter les standards de sécurité de l'Union européenne. Deux réacteurs sont aussi en exploitation sur le site de la centrale nucléaire de Loviisa en Finlande, ces deux réacteurs ont été mis aux normes de sûreté occidentales dès leur conception[12]. Deux réacteurs VVER-440/V213 sont aussi en exploitation à la centrale de Kola en Russie, et à la centrale de Rivné en Ukraine.

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[13] Arrêté VVER-440/V270 376 408 1 375
2[14] Opérationnel 416 448 1 375
 Bulgarie Kozlodouy 1[15] Arrêté VVER-440/V230 408 440 1 375
2[16] Arrêté 408 440 1 375
3[17] Arrêté 408 440 1 375
4[18] Arrêté 408 440 1 375
 Finlande Loviisa 1[19] Opérationnel VVER-440/V213 507 531 1 500
2[20] Opérationnel 507 531 1 500
 Hongrie Paks 1[21] Opérationnel VVER-440/V213 479 509 1 485
2[22] Opérationnel 479 509 1 485
3[23] Opérationnel 479 509 1 485
4[24] Opérationnel 479 509 1 485
 Russie Kola 1[25] Opérationnel VVER-440/V230 411 440 1 375
2[26] Opérationnel 411 440 1 375
3[27] Opérationnel VVER-440/V213 411 440 1 375
4[28] Opérationnel 411 440 1 375
Novovoronej 3[29] Arrêté VVER-440/V179 385 417 1 375
4[30] Opérationnel 385 417 1 375
 Slovaquie Bohunice 1[31] Arrêté VVER-440/V230 408 440 1 375
2[32] Arrêté 408 440 1 375
3[33] Opérationnel VVER-440/V213 466 500 1 471
4[34] Opérationnel 466 500 1 471
Mochovce 1[35] Opérationnel VVER-440/V213 467 500 1 471
2[36] Opérationnel 467 500 1 471
3[37] Opérationnel 440 471 1 375 2024
4[38] En construction 440 471 1 375
 Tchéquie Dukovany 1[39] Opérationnel VVER-440/V213 468 500 1 444
2[40] Opérationnel 471 500 1 444
3[41] Opérationnel 468 500 1 444
4[42] Opérationnel 471 500 1 444
 Ukraine Rivné 1[43] Opérationnel VVER-440/V213 381 420 1 375
2[44] Opérationnel 376 415 1 375

Note : la construction des deux réacteurs Mochovce-3 et 4 en Slovaquie a été stoppé de 1992 à 2008[45],[46].

VVER-1000 modifier

 
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 modifier

Le VVER-1000 reprend le concept du VVER-440 tout en le modernisant et en améliorant la sûreté, notamment par l'introduction autour du réacteur d'une enceinte de confinement simple en béton précontraint dotée d'une peau d'étanchéité métallique. 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. Il possède quatre boucles primaires non isolables, la limitation de la pression de l’enceinte en cas de fuite primaire est assurée par un système d’aspersion[47].

Ils se construisent à l'unité contrairement aux VVER-440 et possèdent un seul groupe de turbo-alternateurs (GTA), d'une puissance de 1 000 Mw.

Lors de sa première construction, le VVER-1000 était conçu pour une durée de vie opérationnelle de 35 ans, mais des études de conception plus récentes ont permis d'augmenter la durée de vie portée désormais à 50 ans avec le remplacement de l'équipement. La plupart des réacteurs VVER russes atteignent et dépassent maintenant la barre des 35 ans d’exploitation.

La piscine de stockage du combustible usé des réacteurs VVER est à l’intérieur de l’enceinte de confinement.

Les bases de dimensionnement sont comparables à celles des réacteurs occidentaux et les systèmes de sauvegarde présentent une triple redondance fonctionnelle[48].

Pour correspondre aux normes européennes, les réacteurs VVER-1000 doivent être modernisés, il faut notamment changer l'instrumentation du réacteur et installer des ordinateurs plus performants. De plus, quelques transformations constructives sont conseillées[réf. nécessaire].

Réacteurs VVER-1000 dans le monde modifier

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 Novovoronej ;
  • puis le développement d’un modèle pré-standard sous les appellations V302 puis V338, dont quatre exemplaires ont été construits (deux en Russie — Kalinine 1 et 2 — et deux en Ukraine — Ukraine du Sud 1 et 2) et sont aujourd’hui en exploitation ;
  • et enfin le modèle de série, dit V320, avec 25 unités, aujourd’hui en exploitation. Onze sont situés en Ukraine. Ce dernier modèle est de deuxième génération « avancée », à l’image du N4 français ou du Konvoi allemand. C’est sur cette base que seront développés ensuite les VVER de troisième génération.
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)

 Chine Tianwan 1[49] Opérationnel VVER-1000/V428

(AES-91)

1 000 1 060 3 000
2[50] Opérationnel 1 000 1 060 3 000
3[51] Opérationnel VVER-1000/V428M

(AES-91)

1 060 1 126 3 000
4[52] Opérationnel 1 060 1 126 3 000
 Inde Kudankulam 1[53] Opérationnel VVER-1000/V412

(AES-92)

932 1 000 3 000
2[54] Opérationnel 932 1 000 3 000
3[55] En construction 917 1 000 3 000
4[56] En construction 917 1 000 3 000
5[57] En construction 917 1 000 3 000
6[58] En construction 917 1 000 3 000
 Iran Bouchehr 1[59] Opérationnel VVER-1000/V446 915 1 000 3 000
2[60] En construction VVER-1000/V528

(AES-92)

974 1 057 3 012
 Russie Balakovo 1[61] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
2[62] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[63] Opérationnel 950 1 000 3 000
4[64] Opérationnel 950 1 000 3 000
Kalinine 1[65] Opérationnel VVER-1000/V338 950 1 000 3 000
2[66] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[67] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 200
4[68] Opérationnel 950 1 000 3 200
Novovoronej 5[69] Opérationnel VVER-1000/V187 950 1 000 3 000
Rostov 1[70] Opérationnel VVER-1000/V320 989 1 041 3 200
2[71] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[72] Opérationnel 950 1 000 3 000
4[73] Opérationnel 979 1 030 3 000
 Tchéquie Temelín 1[74] Opérationnel VVER-1000/V320 1 027 1 082 3 120
2[75] Opérationnel 1 027 1 082 3 120
 Ukraine Khmelnitski 1[76] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
2[77] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[78] En construction VVER-1000/V392B 1 035 1 089 3 132
4[79] En construction 1 035 1 089 3 132
Rivné 3[80] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
4[81] Opérationnel 950 1 000 3 000
Ukraine du Sud 1[82] Opérationnel VVER-1000/V302 950 1 000 3 000
2[83] Opérationnel VVER-1000/V338 950 1 000 3 000
3[84] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
Zaporijia 1[85] Opérationnel VVER-1000/V320 950 1 000 3 000
2[86] Opérationnel 950 1 000 3 000
3[87] Opérationnel 950 1 000 3 000
4[88] Opérationnel 950 1 000 3 000
5[89] Opérationnel 950 1 000 3 000
6[90] Opérationnel 950 1 000 3 000

VVER-1200 modifier

Caractéristiques modifier

Le réacteur VVER-1200 (ou AES-2006) est une évolution du VVER-1000. 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+[91].

Réacteurs VVER-1200 dans le monde modifier

Conçu par Atomproekt avec des systèmes de sécurité améliorés par rapport aux générations précédentes, et mis en service notamment aux centrales nucléaire de Novovoronej et de Leningrad.

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[92] En construction VVER-1200/V523 1 080 1 200 3 200 2025[93]
2[94] En construction 1 080 1 200 3 200
3[93] En projet
4[93] En projet
 Biélorussie Astraviets 1[95] Opérationnel VVER-1200/V491 1 110 1 194 3 200
2[96] Opérationnel 1 110 1 194 3 200
 Chine Tianwan 7[97] En construction VVER-1200/V491 1 171 1 265 3 200 2026-2027[98]
8[99] En construction 1 171 1 265 3 200
Xudabao 3[100] En construction VVER-1200/V491 1 200 1 274 3 200 2027-2028[98]
4[101] En construction 1 200 1 274 3 200
 Égypte El-Dabaa 1[102] En construction VVER-1200/V529 1 100 1 200 3 200 avant 2031[103]
2[104] En construction 1 100 1 200 3 200
3[105] En construction 1 100 1 200 3 200
4[106] En construction 1 100 1 200 3 200
 Hongrie Paks-II 2-1[107] En projet VVER-1200/V527[5] 2024
2-2[107] En projet
 Russie Novovoronej-II 2-1[108] Opérationnel VVER-1200/V392M 1 114 1 180 3 200
2-2[109] Opérationnel 1 114 1 180 3 200
Leningrad-II 2-1[110] Opérationnel VVER-1200/V491 1 066 1 188 3 200
2-2[111] Opérationnel 1 066 1 188 3 200
2-3[112] En construction 1 150 1 199 3 200 2030[113]
2-4[113] En projet 1 150 1 199 3 200
 Turquie Akkuyu 1[114] En construction VVER-1200/V509

(au standard VVER TOI)

1 114 1 200 3 200 2025[115]
2[116] En construction 1 114 1 200 3 200 2025-2028[115]
3[117] En construction 1 114 1 200 3 200 2025-2028[115]
4[118] En construction 1 114 1 200 3 200 2028[115]

VVER-TOI modifier

Le réacteur VVER-TOI (pour Typical Optimised, with enhanced Information) est un développement et une optimisation du réacteur VVER-1200[119].

Il est caractérisé par une puissance légèrement augmentée qui est désormais portée à 1 300 MW, un coût de fabrication optimisé (-20 %), un planning de construction plus court (40 mois) et une amélioration des caractéristiques d’exploitation. Il se base sur le type AES-2006/V-392M et porte la désignation V-510. Il est conçu pour fonctionner durant 60 ans, avec une possibilité de prolongation à 80 ans.[réf. nécessaire]

La construction des deux premières unités VVER-TOI a débuté en 2018 et 2019 en Russie à la centrale nucléaire de Koursk II[120].

VVER-TOI (ou AES-2010)
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[121] En construction VVER-TOI/V510 1 200 1 255 3 300
2-2[122] En construction 1 200 1 255 3 300
Smolensk-II 2-1[123] En projet VVER-TOI 2032
2-2[123] En projet VVER-TOI 2034

Projets VVER annulés modifier

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.)[124],[125].

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[3]. La construction, débutée en 1983, est arrêtée en 1992, et le projet est abandonné en 2000[124].

Pays Centrale Unité Modèle Puissance Statut Date d'arrêt / notes
Nette

(MWe)

Brute

(MWe)

Thermique

(MWth)

 Cuba Juragua 1 VVER-440/V318[1] ~ 400 ~ 440 ~ 1 400 Construction abandonnée Abandonné en 2000[124]
2 ~ 400 ~ 440 ~ 1 400
 Finlande Hanhikivi 1 VVER-1200/V491 1 110 1 194 3 200 Annulé avant construction Projet annulé en 2022 pour raisons économiques, et politique (invasion de l'Ukraine par la Russie)[125]
 Russie Balakovo 1 VVER-1000/V320 950 1 000 3 000 Construction abandonnée Construction arrêtée en 1992
2 VVER-1000/V320 950 1 000 3 000 Construction abandonnée Construction arrêtée en 1992
 Ukraine Ukraine du Sud 4 VVER-1000/V320 950 1 000 3 000 Construction abandonnée Construction annulée en 1989

Notes et références modifier

Références modifier

  1. ↑ a b c et d « Nuclear Power in Russia | Russian Nuclear Energy - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le ).
  2. ↑ (en) « VVER reactors:clean and reliable source of energy in the past and in the future ».
  3. ↑ a b c d e f g h i j et k « RAPPORT CEA DES/111 Description des VVER », .
  4. ↑ a et b (en) « Glossaire », sur AIEA PRIS Base de données réacteurs, (consulté le ).
  5. ↑ a et b « Nuclear Power in Russia | Russian Nuclear Energy - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le ).
  6. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  7. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  8. ↑ « IAEA's Grossi praises Slovakia's nuclear progress : Regulation & Safety - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
  9. ↑ 1986-2011 - L'accident de Tchernobyl et la sûreté des centrales d’Europe de l’Est - L'amélioration des dispositifs techniques des centrales d'Europe de l'Est, IRSN, consulté le 2 février 2022.
  10. ↑ « Kozloduy units 1 and 2 receive decommissioning licences - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
  11. ↑ Russie - Base de données PRIS de l’AIEA, AIEA, 14 février 2023.
  12. ↑ Loviisa : the VVER exception, AIEA, 1991.
  13. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  14. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  15. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  16. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  17. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  18. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  19. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  20. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  21. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  22. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  23. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  24. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  25. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  26. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  27. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  28. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  29. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  30. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  31. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  32. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  33. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  34. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  35. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  36. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  37. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  38. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  39. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  40. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  41. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  42. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  43. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  44. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  45. ↑ « New nuclear reactor will make Slovakia a power exporter : Corporate - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
  46. ↑ « Mochovce 3 successfully completes commissioning process : New Nuclear - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
  47. ↑ « Les réacteur VVER ».
  48. ↑ Réacteurs VVER, irsn, 21 mai 2012.
  49. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  50. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  51. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  52. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  53. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  54. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  55. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  56. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  57. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  58. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  59. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  60. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  61. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  62. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  63. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  64. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  65. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  66. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  67. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  68. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  69. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  70. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  71. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  72. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  73. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  74. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  75. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  76. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  77. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  78. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  79. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  80. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  81. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  82. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  83. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  84. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  85. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  86. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  87. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  88. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  89. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  90. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  91. ↑ (en) « Development of the NPP Designs Based on the VVER Technology V.G. AsmolovRussian Federationthe VVER Technology ».
  92. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  93. ↑ a b et c « Bangladesh considering two more nuclear units at Rooppur : New Nuclear - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
  94. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  95. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  96. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  97. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  98. ↑ a et b « Work starts on new Tianwan and Xudabao units : New Nuclear - World Nuclear News », sur world-nuclear-news.org (consulté le ).
  99. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  100. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  101. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  102. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  103. ↑ « El Dabaa: Installation of first unit's inner containment starts : New Nuclear - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
  104. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le )
  105. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  106. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  107. ↑ a et b « Paks II targets first concrete in 2024, core melt trap set to be shipped : New Nuclear - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
  108. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  109. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  110. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  111. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  112. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  113. ↑ a et b « First concrete poured at Leningrad 7 : New Nuclear - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
  114. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  115. ↑ a b c et d « Commissioning work is beginning at Akkuyu 1 : New Nuclear - World Nuclear News », sur www.world-nuclear-news.org (consulté le ).
  116. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  117. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  118. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  119. ↑ (en) « Advanced Nuclear Power Reactors », sur world-nuclear.org, (consulté le ).
  120. ↑ « Russie: lancement de la construction de la première tranche VVER-TOI | Forum nucléaire suisse », sur www.nuklearforum.ch (consulté le ).
  121. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  122. ↑ « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  123. ↑ a et b (en) « New units planned for Russia’s Smolensk NPP »  , sur neimagazine.com, .
  124. ↑ a b et c (en) Patrick E. Tyler, « Cuba and Russia Abandon Nuclear Plant, an Unfinished Vestige of the Soviet Era », The New York Times, 18 décembre 2000
  125. ↑ a et b Pekka Vanttinen, « Une entreprise finlandaise annule son contrat avec Rosatom pour la construction d'une centrale nucléaire », sur www.euractiv.fr, (consulté le ).

Liens externes modifier

Ce document provient de « https://fr.wikipedia.org/w/index.php?title=Réacteur_VVER&oldid=214543033 ».