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
Contexte
En anglais
5. Glossaire
APRP (Accident par Perte de Réfrigérant Primaire)
Accident provoqué par une brèche sur une tuyauterie du circuit primaire d’un réacteur nucléaire refroidi à l’eau.
AREVA
Multinationale française du secteur de l’énergie, œuvrant principalement dans les métiers du nucléaire, qui a notamment conçu les REP du parc électronucléaire français et exploite les usines françaises du cycle du combustible (enrichissement, fabrication, retraitement).
ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code)
Logiciel conjointement développé par l’IRSN et la GRS simulant l’ensemble des phénomènes pouvant survenir lors d’un accident de fusion du cœur d’un réacteur nucléaire refroidi à l’eau.
CEA (Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives)
Oganisme public de recherche scientifique français dans les domaines de l’énergie, de la défense, des technologies de l’information, des sciences de la matière, des sciences de la vie et de la santé.
Corium
Amas de combustible et de métaux fondus et mélangés, se formant lors d’un accident de fusion d’un cœur de réacteur nucléaire, maintenu en fusion par la puissance résiduelle due aux produits de fission.
EDF (Électricité de France)
Établissement public à caractère industriel et commercial, producteur et fournisseur d’électricité, exploite notamment l’intégralité du parc électronucléaire français (58 réacteurs en fonctionnement en 2016).
EPRI (Electric Power Research Institute)
Organisation indépendante, à but non lucratif, qui réalise des recherches pour l’industrie de production électrique des États-Unis, mais aussi pour d’autres industriels internationaux dont EDF.
Euratom (Communauté européenne de l’énergie atomique (CEEA))
Organisme public européen chargé de coordonner les programmes de recherche sur l’énergie nucléaire.
GRS (Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit)
Organisme allemand de recherche et d’expertise technique et scientifique indépendante dans le domaine du nucléaire.
Halden
Ville norvégienne ayant donné son nom à un réacteur d’essai et à un programme de recherche international en sûreté nucléaire réalisé...
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
Glossaire
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
