Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
Les programmes de recherche en sûreté nucléaire nécessitent le développement et le maintien de plateformes expérimentales permettant de simuler les phénomènes majeurs pouvant survenir dans une installation nucléaire en situation normale ou accidentelle. Ces installations sont complexes et nécessitent la mise en œuvre de larges collaborations nationales et internationales pour en exploiter les capacités. Il s’agit notamment de réacteurs d’essais ou de maquettes représentant une partie d’une installation nucléaire à une échelle réduite mais suffisante pour une simulation représentative. Les connaissances acquises dans le cadre des programmes expérimentaux sont capitalisées dans des logiciels afin notamment de transposer les connaissances acquises à l’échelle des installations nucléaires.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleABSTRACT
Nuclear safety research programs need experimental platforms to be developed and maintained to simulate the major phenomena that could occur in a nuclear facility in both normal and accident situations. These facilities are complex and require extensive national and international collaboration if their full capacity is to be exploited. This chiefly involves test reactors or mock-ups representing a part of the nuclear facility on a reduced scale but one that suffices for a representative simulation. The knowledge acquired from the experimental programs is then used in software designed in particular to transpose that knowledge to the scale of real nuclear facilities.
Auteur(s)
-
Jean-Claude MICAELLI : Directeur de la recherche en sûreté Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), Fontenay-aux-Roses, France
INTRODUCTION
Les programmes de recherche en sûreté nucléaire [BN 3 835] sont réalisés pour l’essentiel en associant des expérimentations à caractère analytique, des expérimentations à caractère intégral et des simulations numériques.
Cet article a pour objet de donner un aperçu de ce que sont les installations expérimentales et ces outils de calcul. Il comprend trois parties :
-
un rappel de ce qu’est la recherche en sûreté et de ses spécificités, qui présente notamment l’articulation entre les activités d’expérimentation, de modélisation et de développement de logiciels ;
-
la description d’une sélection de cinq plateformes expérimentales dont les caractéristiques en font des objets uniques, où sont le plus souvent réalisés des programmes internationaux ; elles concernent cinq domaines de recherche différents : la thermohydraulique accidentelle, le combustible, le vieillissement des matériaux, l’incendie et la criticité. Il s’agit :
-
de la boucle de thermohydraulique PKL (AREVA-Allemagne) où ont été réalisés trois programmes internationaux (PKL-1, PKL-2 et PKL-3) sous l’égide de l’OCDE/AEN),
-
du réacteur expérimental CABRI (CEA) où est réalisé, sous l’égide de l’OCDE/AEN, un programme de recherche piloté par l’IRSN sur les accidents de réactivité (ce programme devrait se prolonger jusqu’à l’horizon 2020),
-
du réacteur expérimental norvégien Halden où sont réalisés depuis 1958, également sous l’égide de l’OCDE/AEN, des programmes de recherche dont le contenu est redéfini tous les trois ans,
-
de la plateforme « incendie » GALAXIE (IRSN) dans laquelle ont été réalisés les programmes OCDE/AEN PRISME et PRISME2,
-
de la plateforme NCERC (National Criticality Experiment Research Center) implantée sur le site gouvernemental américain du NNSS (Nevada National Security Site), dédiée au risque de criticité ;
-
-
la description de trois logiciels de sûreté nucléaire, relevant respectivement de la thermohydraulique accidentelle, de la thermomécanique du combustible et des accidents de fusion du cœur d’un réacteur à eau. Il s’agit du logiciel CATHARE développé par le CEA avec des financements d’EDF, d’AREVA et de l’IRSN, du logiciel SCANAIR développé par l’IRSN et du logiciel ASTEC conjointement développé par l’IRSN et la GRS (Gesellschaft für Anlagen und ReaktorSicherkeit mbH, autorité de sûreté nucléaire allemande). La présentation de ces logiciels, dont le développement a débuté en 1979 pour CATHARE et dans les années 1990 pour SCANAIR et ASTEC, illustre notamment l’intégration progressive des progrès de la simulation numérique dans le domaine des logiciels de sûreté nucléaire (modélisations multidimensionnelles, approches multi-échelles, couplages entre logiciels, etc.).
L'expertise technique et scientifique de référence
MOTS-CLÉS
réacteur d'essais conception logiciel plateformes expérimentales logiciel de sécurité nucléaire
KEYWORDS
test reactor | software design | experimental platforms | nuclear safety software
DOI (Digital Object Identifier)
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Présentation
Glossaire
En anglais
4. Conclusion
Les programmes de recherche en sûreté nucléaire nécessitent le développement et le maintien de plateformes expérimentales permettant de simuler les phénomènes majeurs pouvant survenir dans une installation nucléaire en situation normale ou accidentelle. À l’image des phénomènes à simuler, ces installations sont complexes et nécessitent la mise en œuvre de larges collaborations nationales et internationales pour en exploiter les capacités. Il s’agit notamment de réacteurs d’essais (tels que le réacteur CABRI exploité par le CEA sur le centre de Cadarache pour les besoins de l’IRSN) ou de maquettes représentant une partie d’une installation nucléaire à une échelle réduite mais suffisante pour une simulation représentative (telles que l’installation PKL exploitée par AREVA sur son site d’Erlangen en Allemagne et permettant de simuler les écoulements eau-vapeur dans les circuits de refroidissement d’un réacteur nucléaire en situation normale ou accidentelle). Ces installations sont le plus souvent uniques au monde et les instances internationales, telles que la Commission européenne dans le cadre du volet Euratom de ses PCRD ou encore l’OCDE/AEN, leur témoignent une attention toute particulière ; elles encouragent notamment la réalisation dans ces installations de programmes expérimentaux soutenus par de larges partenariats internationaux.
Les connaissances acquises dans le cadre des programmes expérimentaux sont capitalisées dans des logiciels permettant d’une part de s’assurer de la bonne compréhension des phénomènes étudiés par des confrontations calculs-expériences, d’autre part de transposer les connaissances acquises à l’échelle des installations nucléaires. Les efforts associés à ces développements peuvent s’étaler sur plusieurs dizaines d’années, ainsi en France, le logiciel de thermohydraulique accidentelle CATHARE est développé depuis 1979 par le CEA dans le cadre d’une collaboration associant EDF, l’IRSN, AREVA et le CEA. Ces efforts conduisent à des outils dont les capacités prédictives s’améliorent continûment grâce notamment à la mise en œuvre de méthodes de modélisation avancées dont peuvent bénéficier les acteurs de la recherche en sûreté nucléaire (en France : EDF, AREVA, IRSN et CEA) dans le cadre de collaborations avec la recherche académique (laboratoires universitaires, CNRS...).
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Conclusion
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - OECD/NEA/CSNI-SESAR/CAF - Nuclear safety research in OECD countries. Major facilities and programmes at risk. - ISBN 92-64-18468-6 (2001).
-
(2) - OECD/NEA/CSNI/R - Nuclear safety research in OECD countries. Support for existing and advanced reactors (SFEAR). - 6 (2007).
-
(3) - UMMINGER (K.) et al - Integral test facility PKL : experimental PWR accident investigation. - Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2012, Article n ° 891056.
-
(4) - OECD/NEA - Primary coolant loop test facility (PKL-1, 2, 3) projects - https://www.oecd-nea.org/jointproj/ pkl-1.htmlhttps://www.oecd-nea.org/jointproj/ pkl-2.htmlhttps://www.oecd-nea.org/jointproj/ pkl-3.html
-
(5) - HAESSLER (M.) et al - The CABRI-2 programme – Overview on results. - Proceedings of International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, États-Unis, vol. II, p. 209, 12-16 août 1990.
-
...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
