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.
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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 ;
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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.).
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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)
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Conclusion
En anglais
3. Exemples de logiciels de sûreté
Les logiciels utilisés pour des études de sûreté nucléaire peuvent :
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soit être spécifiques au domaine du nucléaire ; il s’agit principalement des logiciels de thermohydraulique des réacteurs à eau, des logiciels de neutronique (ces outils de calcul sont notamment utilisés pour la conception des cœurs des réacteurs, mais aussi pour des études relatives aux risques de criticité), des logiciels de thermomécanique du combustible et des logiciels traitant des accidents de fusion du cœur d’un réacteur ;
-
soit s’adresser à d’autres secteurs industriels (aéronautique, génie civil, etc.) ; il s’agit des logiciels de mécanique des fluides de type CFD (Computational Fluid Dynamics), terme anglais généralement utilisé pour désigner la mécanique des fluides numériques (MFN), des logiciels de mécanique utilisés pour étudier par exemple la tenue de structures à des chargements statiques ou dynamiques (séisme), des logiciels utilisés pour étudier la fiabilité de systèmes programmés, ou encore des logiciels utilisés pour calculer les conséquences d’une explosion ou la propagation d’un incendie.
Nous limiterons les exemples présentés ci-après au premier type de logiciels dans trois domaines pour lesquels ce sont bien les besoins relatifs à la sûreté des installations qui ont motivé le développement des logiciels : la thermohydraulique, la thermomécanique du combustible et les accidents de fusion du cœur d’un réacteur. Dans ces domaines, les pays ayant développé de grands programmes nucléaires ont le plus souvent développé de manière indépendante leurs propres logiciels. Ces logiciels ont généralement des fonctionnalités et caractéristiques très voisines ; le choix a été fait de ne retenir dans les exemples ci-après que des logiciels développés en France.
3.1 CATHARE, logiciel de thermohydraulique accidentelle
Les logiciels de thermohydraulique accidentelle utilisés dans le monde modélisent le comportement thermohydraulique des circuits primaire et secondaire de réacteurs à eau de type REP ou REB, depuis les conditions normales de fonctionnement jusqu’aux limites des conditions de dimensionnement classiques, c’est-à-dire jusqu’à l’endommagement du combustible (éclatement des gaines). Ils ont suivi le...
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Exemples de logiciels de sûreté
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.
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