Bibliographie & annexes
Présentation
RÉSUMÉ
La recherche portant sur le maintien de la sûreté nucléaire permet de mieux comprendre les conditions d'occurrence des accidents afin d'en développer la prévention, mais aussi d'en appréhender la phénoménologie. Conduites en concertation avec de nombreux acteurs (autorités de sûreté, constructeurs, exploitants d'installations nucléaires ou organismes publics ou privés de recherche), ces études identifient les priorités, optimisent l'utilisation des ressources et des compétences. Sont analysées des situations complexes, résultat de couplages entre des phénomènes relevant de plusieurs disciplines (physique, chimie, science des matériaux), et éclairées par des travaux théoriques et expérimentaux. Elles produisent des connaissances, des outils de calcul et des critères techniques qui seront notamment utilisés lors des analyses de la sûreté des installations.
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Yves SOUCHET : IRSN - Directeur adjoint de la stratégie du développement et des relations extérieures
INTRODUCTION
En complément de l'analyse du retour d'expérience, et en particulier de celle des incidents et des accidents, la recherche est un moyen indispensable au maintien de la sûreté au niveau requis par les autorités responsables au cours de la vie des installations nucléaires, en tenant compte des effets du temps et des modifications techniques, et, s'il est requis, à l'accroissement de ce niveau de sûreté, en particulier pour les installations nouvelles.
Cette recherche doit permettre tout d'abord de mieux comprendre les conditions d'occurrence des accidents afin d'en développer la prévention mais aussi d'en connaître la phénoménologie pour permettre leur mitigation si les conséquences le rendent nécessaires.
Les recherches en sûreté nucléaires sont menées par de nombreux acteurs ayant des motivations différentes : autorités de sûreté et leurs appuis techniques, constructeurs, exploitants d'installations nucléaires ou organismes publics ou privés de recherche. Ces recherches sont généralement conduites en concertation et en partenariat entre les différents acteurs en s'assurant cependant que ces collaborations en remettent pas en cause leurs rôles et leurs motivations respectifs. Cette collaboration, qui dépasse très largement les cadres nationaux – la sûreté nucléaire n'a pas de frontières –, est gage d'efficacité et de qualité en permettant l'identification des priorités, la coordination des efforts et finalement l'optimisation de l'utilisation des ressources et des compétences.
Une caractéristique essentielle des recherches en sûreté nucléaire réside dans la diversité et la complexité des situations étudiées. Elle nécessite presque toujours de s'intéresser à des couplages étroits entre des phénomènes relevant de plusieurs disciplines (différentes branches de la physique, chimie, science des matériaux...). Ces recherches reposent généralement sur une complémentarité entre des travaux théoriques et expérimentaux, les premiers permettant la définition et l'interprétation des seconds. Elles produisent des connaissances, des outils de calcul et des critères techniques qui seront en particulier utilisés lors des analyses de la sûreté des installations.
Ce dossier comprendra trois parties :
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des généralités visant à expliciter les principales motivations des recherches en sûreté, présentant succinctement le rôle de certains organismes ayant un rôle important dans la concertation internationale et rappelant la démarche la plus couramment utilisée dans les recherches en sûreté ;
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un aperçu de certaines des principales problématiques de sûreté qui font actuellement l'objet de programmes de recherche dans le monde. Compte tenu de la grande diversité des sujets, cette seconde partie ne se voudra pas exhaustive et de nombreux thèmes ne seront pas abordés ; ce sera notamment le cas de ceux liés au vieillissement des installations ;
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enfin deux programmes de recherche adressant des problématiques très différentes : l'évaluation des rejets accidentels en cas d'accident grave et la propagation d'un incendie dans une installation, seront décrits. Ces deux programmes s'inscrivent dans un cadre international, réunissant des contributeurs de nombreux pays impliqués dans l'usage de l'énergie nucléaire.
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- Version courante de janv. 2017 par Jean-Claude MICAELLI
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Principaux thèmes de recherche1. Généralités
1.1 Pourquoi des recherches en sûreté
La sûreté nucléaire n'est pas une notion figée et définitive ; l'appréciation technique des risques relève d'un processus continu et rien ne permet d'affirmer qu'elle est exhaustive. Les nombreuses recherches menées de par le monde depuis de nombreuses années ont permis à la sûreté nucléaire d'atteindre une certaine maturité, cependant des questions importantes persistent encore. Certaines sont l'expression d'insuffisance dans la conception initiale des installations, d'autres relèvent d'une démarche continue d'amélioration.
Par ailleurs, de nouvelles questions émergent régulièrement en raison des démarches d'optimisation de l'utilisation des installations mise en œuvre par les exploitants pour notamment réduire leurs coûts de production. Il s'agit alors d'apprécier les conséquences des modifications résultant de cette optimisation afin que le niveau de sûreté de l'installation ne se dégrade pas. L'évaluation de ce niveau de sûreté repose sur l'utilisation d'outils de simulation et de modèles, constitués non seulement de codes de calcul mais aussi de tout un patrimoine d'expérience, de connaissance, et l'utilisation de pénalités forfaitaires (nota 1) visant à pallier les insuffisances des connaissances et les approximations des modèles. L'optimisation de l'utilisation des installations nucléaires se traduit par des propositions de conditions d'exploitation plus contraignantes et a deux conséquences majeures :
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d'une part l'utilisation d'outils de simulation de plus en plus complexes, valorisant les acquis de la recherche et du développement ;
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d'autre part des conditions d'exploitation des installations au-delà du domaine couvert par la base expérimentale de validation des dits outils. Une illustration de ce besoin d'extension des bases expérimentales de validation peut être trouvée dans la prolongation de la durée de vie des réacteurs qui pose la question du vieillissement des matériaux et des équipements au-delà des conditions prises en compte à la conception, ou l'augmentation des taux de combustion du combustible dans les réacteurs électrogènes qui nécessite l'acquisition de connaissances nouvelles sur le comportement des combustibles en situation normale ou accidentelle.
Enfin de très nombreuses recherches sont motivées par le développement de nouvelles installations et en particulier par celui de nouveaux modèles de réacteur....
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Généralités
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - QUENET (G.), LEVRET (A.), SCOTTI (O.), BAUMONT (D.), POURSOULIS (G.) - The 1708 Manosque seismic sequence (France) : a multidisciplinary approach and application of the EMS. - Symposium SCA-1-XXVIII General Assembly of the European Seismological Commission, Gênes, Italie, 1-6 sept. 2002.
-
(2) - VIAL (E.), REBOUR (V.), PERRIN (B.) - Severe storm resulting in partial plant flooding in Le Blayais nuclear power plant. - International Workshop on External Flooding Hazards at Nuclear Power Plant Sites, Kalpakkam, Tamil Nadu, Inde, 29 août-2 sept. 2005.
-
(3) - GONZALEZ (R.), FAURY (M.), RIGOLLET (L.), CASSELMAN (C.), SUCH (J.M.) - Les programmes de recherche sur l'incendie dans les installations nucléaires à l'IRSN : état des lieux et perspectives. - European Nuclear Conference 2005, Versailles, 11-14 déc. 2005.
-
(4) - SUARD (S.), AUDOUIN (L.), BABIK (F.), RIGOLLET (L.), LATCHE (J.C.) - Verification and Validation of the ISIS CFD Code for Fire Simulation. - Workshop on Assessment of Calculation Methods in Fire Safety Engineering, Southwest Research Institute, San Antonio, USA, 10 avr. 2006.
-
(5) - GOMIT (J.-M.),...
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