Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
Les réacteurs nucléaires en France sont dotés d'installations informatisées de contrôle commande assez évoluées. Cet article présente un retour d'expérience d'EDF sur ces équipements, leurs succès et leurs difficultés, afin d'en dégager des leçons pour les installations futures. Des systèmes complexes comme les réacteurs nucléaires réclament des logiciels fiables et adaptés, mais quelles sont les règles à respecter pour obtenir un succès certain?
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François POIZAT : Ingénieur diplômé de l’École Supérieure d’Électricité et Génie Atomique (INSTN-Saclay) - Ancien chef de la Division contrôle-commande au Service études et projets thermiques et nucléaires (SEPTEN) EDF
INTRODUCTION
L’article Contrôle-commande des réacteurs et des usines : architecture générale traite des principes généraux de conception des systèmes de contrôle-commande des tranches nucléaires françaises tandis que les articles Procédures de conduite et interface homme-machine et Qualification des systèmes programmés dans les centrales s’attardent plus longuement sur les réacteurs à eau pressurisée (filière dite REP), dont le fleuron de l’électronucléaire français, le N4 : ce palier industriel, venant après ceux du 900 MWe (34 réacteurs, quasiment pas informatisés) et du 1 300 MWe (20 réacteurs que l’on qualifiera de semi-informatisés), développe un nouveau type de réacteur dont le contrôle-commande, entièrement informatisé (procédures de conduite, en fonctionnement normal ou accidentel, incluses) constitua une première mondiale. Ses quatre exemplaires de 1 450 MWe chacun ont été couplés au réseau EDF, sur les sites de Chooz et de Civaux, entre août 1996 et décembre 1999.
L’achèvement de tout ce programme rend possible et nécessaire un retour sur son développement, ses succès et ses difficultés, afin de tenter d’en dégager quelques leçons pour de futures réalisations. C’est ce qu’EDF résume par le concept de retour d’expérience (communément abrégé en REX), objet du présent article.
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Utilité et difficultés d’un tel retour d’expérience
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4. Conclusion et interrogations
On voit donc que, au-delà de « la » question du REX du contrôle-commande informatisé (oui, bien sûr, ça marche !), se posent d’autres problématiques techniques ou industrielles, toutes liées au fait qu’il s’agit de systèmes de plus en plus complexes, de moins en moins accessibles aux généralistes et de plus en plus coûteux : les décideurs ont donc d’autant plus à s’en préoccuper qu’ils doutent de plus en plus de ce que leur recommandent leurs informaticiens. Et à juste titre : « Seulement 2 % de logiciels conformes aux spécifications initiales et près d’un échec sur deux », selon des statistiques de la Federal Aviation Administration . Des fameuses trois façons de se ruiner, selon O. Barenton, la troisième (celle des... ingénieurs) resterait-elle, plus que jamais, la plus sûre, sans prétendre être, pour autant, la plus agréable ?
L’enjeu est donc crucial, tout retour en arrière étant exclu. On pourrait donner dans le truisme et conseiller la « règle : faire simple ! » en guise de... « RFS : règle fondamentale de sûreté », ligne de conduite de bon sens mais qu’on ne sait pas décliner dès lors que les cahiers des charges sont de plus en plus exigeants et... complexes. Nous retenons les quatre problématiques suivantes.
4.1 Approche système plutôt que « micro-logicialiste » ?
La sûreté de fonctionnement demeure donc un sujet de discussion, à l’intérieur et par delà les frontières, d’autant plus âpre qu’il s’agit de sûreté nucléaire. La situation est malsaine, on l’a vu, tant pour les maîtres d’œuvre que pour les Autorités de sûreté, parfois tentées par la surenchère de précautions d’assurance de la qualité. Aussi ne devrait-on pas, ne serait-ce qu’à titre de recherche, se poser la question d’une vraie diversification (hard et soft) du filet de sécurité que (doit) constitue(r) le système de protection du réacteur, diversification dont beaucoup se targuent et bien peu (aucun ?) rendent compte ?...
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Conclusion et interrogations
BIBLIOGRAPHIE
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(1) - * - La revue de l’Autorité de Sûreté Nucléaire No 131 oct. 1999 Dossier : Les systèmes informatiques dans l’industrie nucléaire : – Le développement de l’informatique sur les réacteurs à eau pressurisée ; – L’homme et les moyens informatisés – L’expérience du pilotage informatisé sur le palier N4.
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(2) - * - Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire, Rapport DES No 388 (1999) : Examen de la règle fondamentale de sûreté II.4.1.a relative aux logiciels des systèmes électriques classés de sûreté applicable aux réacteurs à eau sous pression.
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(3) - * - EDF-SEPTEN : Retour d’expérience de la salle de commande N4 : – Premier rapport – Centrale de Chooz B (1998) E-N-S-CC-97-080 A ; – Second rapport – Centrale de Civaux (1999) : E-N-S-CC-99-074 A.
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(4) - EDF-SEPTEN (Compte-rendu de réunion E-N-FP-01-00037A) - * - CNRA/CSNI Workshop on Licensing and Operating Experience of Computer-Based I&C Systems (tenu à Hluboka Nad Vltavou (République Tchèque), du 24 au 28 septembre 2001).
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