Réacteur VVER — Wikipédia

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

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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 | modifier le code]

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 | modifier le code]

La disposition des 163 assemblages de combustible 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 transportés 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 a 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 (glossaire de la base de données PRIS de l'AIEA)[modifier | modifier le code]

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 | modifier le code]

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)

Drapeau de la RussieRussie Novovoronej 1[6] Arrêté VVER-210/V1 197 210 760
2[7] Arrêté VVER-365/V3M 336 365 1 320

VVER-440[modifier | modifier le code]

Caractéristiques[modifier | modifier le code]

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[8].

Réacteurs VVER-440 dans le monde[modifier | modifier le code]

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[9].

Les réacteurs VVER-440/V230 de première génération, ne peuvent être économiquement modernisés pour un fonctionnement de longue durée[10]. 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[11].

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)[12].

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[13]. 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)

Drapeau de l'ArménieArménie Metsamor 1[14] Arrêté VVER-440/V270 376 408 1 375
2[15] Opérationnel 416 448 1 375
Drapeau de la BulgarieBulgarie Kozlodouy 1[16] Arrêté VVER-440/V230 408 440 1 375
2[17] Arrêté 408 440 1 375
3[18] Arrêté 408 440 1 375
4[19] Arrêté 408 440 1 375
Drapeau de la FinlandeFinlande Loviisa 1[20] Opérationnel VVER-440/V213 507 531 1 500
2[21] Opérationnel 507 531 1 500
Drapeau de la HongrieHongrie Paks 1[22] Opérationnel VVER-440/V213 479 509 1 485
2[23] Opérationnel 479 509 1 485
3[24] Opérationnel 479 509 1 485
4[25] Opérationnel 479 509 1 485
Drapeau de la RussieRussie Kola 1[26] Opérationnel VVER-440/V230 411 440 1 375
2[27] Opérationnel 411 440 1 375
3[28] Opérationnel VVER-440/V213 411 440 1 375
4[29] Opérationnel 411 440 1 375
Novovoronej 3[30] Arrêté VVER-440/V179 385 417 1 375
4[31] Opérationnel 385 417 1 375
Drapeau de la SlovaquieSlovaquie Bohunice 1[32] Arrêté VVER-440/V230 408 440 1 375
2[33] Arrêté 408 440 1 375
3[34] Opérationnel VVER-440/V213 466 500 1 471
4[35] Opérationnel 466 500 1 471
Mochovce 1[36] Opérationnel VVER-440/V213 467 500 1 471
2[37] Opérationnel 467 500 1 471
3[38] Opérationnel 440 471 1 375 2024
4[39] En construction 440 471 1 375
Drapeau de la TchéquieTchéquie Dukovany 1[40] Opérationnel VVER-440/V213 468 500 1 444
2[41] Opérationnel 471 500 1 444
3[42] Opérationnel 468 500 1 444
4[43] Opérationnel 471 500 1 444
Drapeau de l'UkraineUkraine Rivné 1[44] Opérationnel VVER-440/V213 381 420 1 375
2[45] Opérationnel 376 415 1 375

Note : la construction des deux réacteurs Mochovce-3 et 4 en Slovaquie a été stoppé de 1992 à 2008[46],[47].

VVER-1000[modifier | modifier le code]

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 | modifier le code]

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[48].

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 conception, le VVER avait une durée de vie opérationnelle prévue de 35 ans, mais des études de conception plus récentes et les modifications apportées (remplacements et améliorations d'équipements) ont permis de porter la durée de vie à 50 ans[réf. souhaitée].

De nombreux réacteurs VVER-1000 atteignent et dépassent en 2024 la barre des 35 ans d’exploitation (voir tableau ci-après).

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[8].

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 | modifier le code]

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)

Drapeau de la République populaire de ChineChine 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
Drapeau de l'IndeInde 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
Drapeau de l'IranIran 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
Drapeau de la RussieRussie 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
Drapeau de la TchéquieTchéquie Temelín 1[74] Opérationnel VVER-1000/V320 1 027 1 082 3 120
2[75] Opérationnel 1 027 1 082 3 120
Drapeau de l'UkraineUkraine 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 | modifier le code]

Caractéristiques[modifier | modifier le code]

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 | modifier le code]

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)

Drapeau du BangladeshBangladesh 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
Drapeau de la BiélorussieBiélorussie Astraviets 1[95] Opérationnel VVER-1200/V491 1 110 1 194 3 200
2[96] Opérationnel 1 110 1 194 3 200
Drapeau de la République populaire de ChineChine 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
Drapeau de l'ÉgypteÉgypte 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
Drapeau de la HongrieHongrie Paks-II 2-1[107] En projet VVER-1200/V527[5] 2024
2-2[107] En projet
Drapeau de la RussieRussie 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
Drapeau de la TurquieTurquie 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 | modifier le code]

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 à la centrale nucléaire Russe 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)

Drapeau de la RussieRussie 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
2-3[123] En projet VVER-TOI ~1 200 ~3 300
2-4[123] En projet VVER-TOI ~1 200 ~3 300
Smolensk-II 2-1[124] En projet VVER-TOI ~1 200 ~3 300 2032
2-2[124] En projet VVER-TOI ~1 200 ~3 300 2034

Projets VVER annulés[modifier | modifier le code]

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.)[125],[126].

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[125].

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

(MWe)

Brute

(MWe)

Thermique

(MWth)

Drapeau de CubaCuba Juragua 1[1] VVER-440/V318 ~ 400 ~ 440 ~ 1 400 Construction abandonnée Abandonné en 2000[125]
2[1] ~ 400 ~ 440 ~ 1 400
Drapeau de la FinlandeFinlande 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)[126]
Drapeau de la RussieRussie Balakovo 5[123] VVER-1000/V320 950 1 000 3 000 Construction abandonnée Construction arrêtée en 1992
6[123] VVER-1000/V320 950 1 000 3 000 Construction abandonnée Construction arrêtée en 1992
Drapeau de l'UkraineUkraine Ukraine du Sud 4 VVER-1000/V320 950 1 000 3 000 Construction abandonnée Construction annulée en 1989

Notes et références[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

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Liens externes[modifier | modifier le code]

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