Bibliographie & annexes
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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)
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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 :
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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 :
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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),
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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),
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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,
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de la plateforme « incendie » GALAXIE (IRSN) dans laquelle ont été réalisés les programmes OCDE/AEN PRISME et PRISME2,
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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 ;
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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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Exemples de grandes plateformes expérimentales de recherche en sûreté1. Contexte
La recherche en sûreté nucléaire s’appuie, comme la recherche scientifique, sur une démarche d’interrogation et de remise en question permanente en vue de l’amélioration des connaissances. Elle est faite d’une combinaison d’activités expérimentales et d’activités théoriques, auxquelles s’ajoutent de plus en plus, grâce aux progrès de l’informatique et des ordinateurs, des activités de simulation numérique.
Le plus souvent, et notamment lorsqu’elles concernent directement du combustible nucléaire, les questions soulevées par la sûreté d’une installation impliquent un grand nombre de phénomènes élémentaires physiques ou chimiques, couplés entre eux, dont l’observation et la mesure peuvent être difficiles, voire impossibles, en raison de conditions thermochimiques très agressives ou de l’impossibilité de réaliser des mesures sans perturber les phénomènes observés. Ces difficultés conduisent à mettre en œuvre une approche expérimentale combinant des essais dits « à effets séparés » et des essais dits « intégraux ». Les premiers permettent d’étudier de façon indépendante chaque phénomène élémentaire prépondérant dans des conditions permettant une observation aisée et surtout la mesure de grandeurs physiques, à partir desquelles, il est possible de développer des modèles mathématiques et des outils de simulation numérique ; ils sont souvent réalisés avec des matériaux simulants. Les seconds visent à reproduire le phénomène réel dans sa complexité : ils doivent donc par définition mettre en œuvre les éléments réels (matériaux, fluides, espèces chimiques) à une échelle et dans des conditions le plus proches possible de la réalité (taille, température, pression...) et éviter les biais expérimentaux qui peuvent occulter certains aspects et faire apparaître des comportements non représentatifs du phénomène réel ; les essais intégraux permettent de s’assurer qu’aucun phénomène élémentaire important n’a été oublié et que l’on a bien compris comment les différents phénomènes élémentaires interagissent.
La réalisation d’essais intégraux est une étape indispensable à la bonne compréhension du comportement des systèmes...
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BIBLIOGRAPHIE
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(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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