Bibliographie & annexes
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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 traite des principes généraux de conception des systèmes de contrôle-commande des tranches nucléaires françaises tandis que les articles et 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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Conclusion et interrogations
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3. Efficacité des systèmes informatiques : oui, mais…
Les deux dernières décennies ont donc fait la démonstration de l’utilité et de l’efficacité des systèmes informatiques. Banalité ? Oui, certes, car on ne voit pas pourquoi ce qui est si manifestement vrai dans toutes les activités humaines ne le serait pas aussi dans le domaine nucléaire. Sauf que les exigences de l’industrie nucléaire (la sûreté nucléaire n’est-elle pas 10 fois plus ambitieuse que celle de l’aéronautique ?) se situent aux antipodes des pratiques de l’industrie informatique courante qui est, de très loin, la plus opaque et la moins pérenne.
Comment donc concilier les formidables capacités offertes par l’informatique :
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avec l’obligation de « sûreté de fonctionnement », dont la garantie est une condition sine qua non de tout projet nucléaire ;
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et avec la rentabilité requise de tout investissement, surtout de l’ampleur de celui d’une centrale nucléaire ?
3.1 Quid de la démonstration de sûreté de fonctionnement ?
Les spécialistes parlent souvent de la « sûreté de fonctionnement » (SdF), qualité essentielle dont on ne peut juger, souvent, que par sa négation… a posteriori. Cependant, dans les processus industriels critiques, c’est-à-dire ceux qu’un accident pourrait transformer en catastrophes pour la collectivité, l’objectif n’est pas seulement la SdF, mais aussi la « démonstration », a priori, de ladite SdF (que nous désignons par le concept de DSdF), seule à même de justifier l’autorisation d’engagement du programme correspondant.
HAUT DE PAGE3.1.1 La DSdF d’un logiciel repose exclusivement sur l’AQ
On a vu que la démonstration de sûreté de fonctionnement d’un système programmé, et plus particulièrement d’un logiciel (sous quelques forme et langage que s’en présentent les algorithmes) relève de la mission impossible, car il n’est pas possible de quantifier, mesurer, la fiabilité du software. Sur ce point, tout le monde s’accorde au point que certains considèr(ai)ent qu’« on n’a pas fait de progrès en la matière depuis quinze...
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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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