Conclusion
Recherche en sûreté nucléaire - Plateformes expérimentales et logiciels

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.).