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Auteur(s)
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Alain LEGRAS : Ingénieur Arts et Métiers, Institut National Polytechnique - Directeur adjoint Division Énergie et Industrie à Sema Group
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Daniel QUENOT : Ingénieur de l’École Supérieure d’Électricité - Ingénieur d’études de sûreté et architecture des systèmes à Sema Group
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Lire l’articleINTRODUCTION
Comme les autres secteurs industriels, les centrales nucléaires ont largement bénéficié de l’utilisation de moyens informatiques, et ce à tous les niveaux : outils de conception, systèmes de protection et de contrôle-commande, outils de suivi d’exploitation. Cet article traite de la qualité du logiciel des systèmes de protection et de contrôle-commande des centrales nucléaires récentes.
Un paragraphe général permettra au lecteur d’appréhender le contexte d’utilisation du logiciel dans une centrale nucléaire, caractérisé par des contraintes de sûreté et de disponibilité, des facteurs économiques, ainsi que par l’apport fonctionnel permis par la technologie informatique.
Une deuxième partie présente les codes et normes qui président à l’élaboration et à l’évaluation de la qualité des systèmes programmés.
Une troisième partie expose, pour chaque type de système, les caractéristiques (choix techniques, pratiques) qui permettent d’obtenir la qualité adéquate. Cette présentation est basée sur des exemples concrets de tels systèmes, dans les centrales nucléaires françaises et étrangères.
Une dernière partie fait le point sur les tendances futures, extrapolées à partir des études et des projets en cours.
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1. Présentation
1.1 Particularité des centrales nucléaires
« Une centrale nucléaire est destinée à fournir une énergie électrique compétitive dans le contexte économique actuel. Cependant, elle contient des produits radioactifs qui présentent de ce fait un danger pour l’environnement ». Cette phrase, extraite du mémento de la sûreté nucléaire en exploitation, énonce assez bien les deux principales contraintes, parfois divergentes, qui vont définir la qualité nécessaire des systèmes programmés comme des autres systèmes.
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L’application de la doctrine de sûreté nucléaire aux systèmes de contrôle-commande des centrales françaises est présentée dans l’article Contrôle-commande des réacteurs et des usines : architecture générale. On se reportera aussi à cet article pour la définition des niveaux de classement des équipements et des exigences associées. Nous nous limitons ici au rappel succinct suivant :
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une étude déterministe de sûreté (prise en compte des accidents « de dimensionnement », c’est-à-dire prévisibles à la conception) est effectuée. Elle est complétée par une étude probabiliste de sûreté (prise en compte des accidents « hors dimensionnement » c’est-à-dire les accidents autres ou combinatoires des précédents pouvant avoir une influence sur la probabilité de fusion du cœur). Ces études permettent d’identifier les équipements de contrôle-commande impliqués dans la prévention ou la limitation...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - * - Commission Électrotechnique Internationale – Norme de la CEI – Publication 1226. Systèmes de contrôle-commande importants pour la sûreté – Classification, première édition, 1993. Bureau central de la CEI, Genève, Suisse.
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(2) - * - Commission Électrotechnique Internationale – Norme de la CEI – Publication 880. Logiciels pour les calculateurs utilisés dans les systèmes de sûreté des centrales nucléaires, première édition, 1986. Bureau central de la CEI, Genève, Suisse.
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(3) - RCC-E – Règles de conception et de construction des matériels électriques des îlots nucléaires - (édition janv. 1993). AFCEN (Association française pour les règles de conception et de construction des matériels des chaudières électronucléaires) Paris.
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(4) - Sizewell B reactor protection reliability : Nuclear Electric presents its case. - NEI, mars 1993. Nuclear Electric International, Middlesex, HA4 OBR, Royaume-Uni.
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(5) - * - Commission...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
ANNEXES
1 Constructeurs et fournisseurs
Liste non exhaustive
Sema Group. Division Énergie
Schneider Électric http://www.schneider-electric.fr
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