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Le projet BEMUSE

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Best-Estimate Methods – Uncertainty and Sensitivity Evaluation / Méthodes « Best-Estimate » - Evaluation des incertitudes et analyse de sensibilité.

Le projet BEMUSE (Best-Estimate Methods – Uncertainty and Sensitivity Evaluation ou Méthodes « Best-estimate » - Evaluation des incertitudes et analyse de sensibilité) est un projet international organisé par l’OCDE (Organisation de coopération et de développement économiques) auquel participe l’IRSN.

Initié en 2003, BEMUSE se concentre sur les applications des méthodologies « best-estimate » sur le cas de l’accident de perte de réfrigérant du circuit primaire par grosse brèche (APRP-GB) sur un réacteur nucléaire. Il rassemble des experts internationaux provenant de douze organismes (instituts ou universités) regroupant 9 nationalités différentes.

 

 

Le contexte

 

Dans le cadre de la démonstration de sûreté des centrales nucléaires, un grand nombre d’études est mené sur les accidents susceptibles de survenir durant la vie d’une installation pour en démontrer le bon comportement et dimensionner les systèmes de sûreté. Ces études mettent en oeuvre de nombreux codes de calcul. Les modèles mathématiques implémentés dans ces codes permettent d’approximer les phénomènes physiques mis en oeuvre lors des accidents étudiés. De ce fait, les résultats fournis ne sont pas exacts mais sont entachés d’incertitudes. Dans le but de tenir compte de celles-ci dans les études de sûreté, deux approches ou méthodologies peuvent être suivies :

  • Avec l’approche conservative, les conséquences du point de vue de la sûreté sont maximisées en choisissant des valeurs conservatives pour les modèles physiques incertains ainsi que pour les conditions initiales et limites. Ces conservatismes sont choisis de façon suffisamment large pour couvrir les incertitudes et s’assurer de façon quasi certaine que les conséquences calculées sont largement supérieures, du point de vue de la sûreté, aux conséquences réelles en cas d’accident. 
  • Avec l’approche « best-estimate » (meilleure estimation), les accidents de dimensionnement sont étudiés de manière plus réaliste en utilisant ainsi des codes « best-estimate » qui approximent au mieux la réalité. Les résultats obtenus ne peuvent pas être utilisés tels quels dans les études de sûreté en raison des incertitudes associées à chaque calcul. C’est pourquoi il est indispensable d’évaluer ces incertitudes.

Pour l’IRSN, l’approche « best-estimate » permet d’avoir une plus grande confiance dans la transposition au réacteur des modèles physiques déterminés à partir d’expériences, grâce à une meilleure connaissance physique du résultat.

 

 

Les objectifs

 

Les principaux objectifs du programme BEMUSE sont : 

  • l’évaluation de la qualité et de la fiabilité des méthodes « best-estimate » comprenant des évaluations d'incertitude dans les applications qui concernent la sûreté des réacteurs nucléaires, 
  • le développement d’une compréhension commune des méthodes existantes à tous les organismes participants au projet, 
  • la promotion de l’utilisation de méthodes « best-estimate » par les autorités de sûreté et l'industrie dans le monde entier.

 

 

Le déroulement du programme

 

Le programme est divisé en trois grandes phases principales : 

 

  • L’évaluation des incertitudes associées au calcul de l'essai LOFT L2-5. LOFT (Loss of Fluid Test Device) était une boucle d’essai américaine construite dans les années soixante-dix à Idaho Falls qui simulait la perte de réfrigérant d’une boucle primaire d’un réacteur à eau pressurisée. Cette phase a permis de comparer les différentes méthodes utilisées pour réaliser les études « best-estimate ». D’une manière générale, les valeurs expérimentales, comme la pression du système ou la température des crayons combustibles de l’essai LOFT ont été encadrées par les calculs et leurs incertitudes. Les participants du projet ont conclu qu’il était préférable de réaliser plus de 59 calculs (nombre minimal de calcul donné par la formule de Wilks) afin d’évaluer les incertitudes et d’effectuer des analyses de sensibilité.
  • Les études de sensibilité et d’évaluation d'incertitudes pour un cas réacteur américain à eau pressurisée « ZION » ayant des caractéristiques proches des réacteurs construits en France. ZION, arrêté en 1998 après 25 ans de fonctionnement, a été choisi principalement pour deux raisons : la boucle LOFT représente ce type de réacteur à l’échelle 1/50ième et les données géométriques permettant de le simuler sont accessibles à tous les participants. Le but de cette phase est de connaître le degré de transposition entre les résultats obtenus sur la boucle d’essai et sur un réacteur réel. Pour l’IRSN, l’objectif de cette phase est de répondre en particulier aux questions suivantes : Les paramètres physiques jugés importants pour LOFT sont-ils identiques à ceux de ZION? Les incertitudes associées aux résultats sont-elles plus importantes pour le réacteur ZION que pour l’essai LOFT ? etc.
  • La rédaction d’un rapport présentant les différentes méthodologies et approches ainsi que les conclusions et les recommandations quant à leurs mises en pratiques sur les cas étudiés. Ce rapport sera rédigé de manière conjointe par les différents groupes d’experts internationaux.

 

La première phase du programme s’est achevée en 2006, la deuxième phase s’achève en 2008 et la dernière phase prendra fin en 2009.

 

 

La participation de l'IRSN à la phase 1 du programme

 

Durant la première phase, l’IRSN a appliqué sa propre méthode « best-estimate ». Il s’agit de quantifier les incertitudes associées aux paramètres d’entrée qui ont une influence sur les résultats de l’évaluation. Puis, ces incertitudes sont propagées n fois sur des tirages aléatoires des paramètres d’entrée selon différentes méthodes statistiques. Trois méthodes statistiques ont été mises en oeuvre par l’IRSN dans le cadre de BEMUSE avec le code CATHARE de thermo-hydraulique (590 calculs) appliqué aux données LOFT: la formule de Wilks, les statistiques de rang et le Bootstrap.

 
Les informations que fournissent les statistiques de rang et le Bootstrap sur les réponses calculées par CATHARE sont beaucoup plus riches et complètes que celles fournies par la méthode de Wilks. Cette étude a permis à l’IRSN de mettre au point de nouvelles méthodes plus performantes que la méthode de Wilks, utilisée usuellement dans le milieu du nucléaire pour le traitement statistique des incertitudes.

 
À l’avenir, ces méthodes pourront être utilisées afin de réaliser des calculs indépendants pour évaluer les démonstrations de sûreté présentées par les exploitants nucléaires, tant en France qu’à l’étranger.

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Caractéristiques du projet

Dates
  • Phase 1 : 2003-2006
  • Phase 2 : 2006-2008
  • Phase 3 : 2008-2009

 

Unités IRSN concernées :

 ST3C (DPAM)

Partenaires

PUBLICATIONS

CONTACT

Contacter le coordonnateur du projet à l'IRSN :