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Le système de logiciels ASTEC

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Simulation globale des accidents de fusion du cœur
 

 

Le système de logiciels ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code) a pour objet de simuler l’ensemble des phénomènes qui interviendraient au cours d’un accident de fusion du cœur d’un réacteur à eau sous pression, depuis l’événement initiateur jusqu’à l’éventuel rejet de produits radioactifs (dit "terme source") à l’extérieur de l’enceinte de confinement. ASTEC est développé en commun depuis de nombreuses années par l’IRSN et par son homologue allemand Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH (GRS).

 

Les applications d'ASTEC portent principalement sur l'analyse de sûreté des installations nucléaires (par exemple, celle de EPR-European Pressurised Reactor), sur l'évaluation du terme source (par exemple, la réévaluation du terme source S3 pour les réacteurs à eau pressurisée ou REP français) et sur les procédures de gestion des accidents de fusion du coeur. ASTEC est intensivement utilisé pour les études probabilistes de sûreté (EPS) de niveau 2 de l’IRSN sur les REP 900 MWe et 1300 MWe. Par ailleurs, il sert à la préparation et à l'interprétation des programmes expérimentaux, en particulier le programme d'essais intégraux Phébus PF et les essais du programme ISTP (International Source Term Program).

 

ASTEC est le logiciel européen de référence dans le réseau d’excellence SARNET de la Commission européenne. Il est également utilisé par des organismes canadiens, russes, sud-africains, sud-coréens, indiens et chinois.

 

 

Modèles

Schéma 1 - Cliquer pour agrandirASTEC couvre la totalité de la phénoménologie des accidents de fusion du coeur hormis l’explosion de vapeur (qui est traitée à l'IRSN par le logiciel MC3D) et la tenue mécanique de l'enceinte de confinement (qui est traitée à l'IRSN par le logiciel CAST3M du CEA). Sa structure modulaire (cf. schéma 1) facilite sa qualification en comparant les résultats qu’il produit aux résultats des expériences.

 
Chaque module traite les phénomènes intervenant dans une partie du réacteur ou une phase de l’accident, et notamment : 
 
  • Schéma 2 - Cliquer pour agrandirla thermohydraulique diphasique, pour représenter les écoulements du réfrigérant dans les circuits primaire et secondaire, à l'aide d'une approche numérique à 5 équations (cf. schéma 2) ;


 

  • la dégradation des matériaux à l'intérieur de la cuve, lorsque les températures atteintes sous l'effet de la puissance résiduelle du coeur entraînent des interactions chimiques entre les matériaux. Cela peut aller jusqu'à la fusion des matériaux, entrainant avec formation d’un mélange de matériaux fondus que l’on appelle « corium ».  Une approche spécifique de gestion dynamique (apparition, disparition, transformation, coulées...) des "composants" dans un volume de contrôle du cœur est utilisé pour simuler cette phase de l’accident ;
  • le relâchement des produits de fission (PF), en particulier de l'iode, à partir du combustible dans le cœur, puis leur transport et leur comportement chimique dans les circuits primaire et secondaire et enfin dans l'enceinte ; 

 

  • Schéma 3 - Cliquer pour agrandirla thermohydraulique et le transport des aérosols dans l’enceinte, à l'aide d'une approche par volumes 0D, dite "code à zones" (cf. schéma 3) ;


  • Schéma 4 - Cliquer pour agrandirl’érosion du radier du puits de cuve par le corium après rupture de la cuve, appelée "interaction corium-béton" (ICB), à l'aide d'une approche par volumes ou couches monodimensionnelles (cf. schéma 4).
 
 

 

 

ASTEC traite également d'autres phénomènes, associés à l’accident, tels que l'échauffement direct de l'enceinte (DCH ou Direct Containment Heating) par transfert des gaz chauds à partir du puits de cuve après la rupture de la cuve ; la combustion de l'hydrogène accumulé dans l'enceinte et le risque associé de détonation ou déflagration ; ou l'activité des isotopes et la puissance résiduelle associée dans toute zone du réacteur.

 

Dans la version V2.0 rev2 la plus récente d’Astec, livrée à tous les partenaires fin 2011, les modèles sont au niveau de l’état de l’art. Concernant plus particulièrement le comportement des produits de fission, une grande partie de la connaissance a été acquise lors de l’interprétation des essais Phébus PF. Le haut niveau scientifique des modèles correspondants représente d'ailleurs un des principaux atouts d'ASTEC par rapport à d'autres logiciels internationaux. De nouveaux modèles simulent le récupérateur à étalement du corium du réacteur EPR.


Schéma 5 - Cliquer pour agrandirLes modèles de dégradation du cœur, partie essentielle d’ASTEC, ont été largement améliorés dans la nouvelle famille V2 de versions, en utilisant ceux du logiciel mécaniste ICARE2, auquel l’IRSN a consacré de très importants efforts depuis le début des années 1990 (cf. schéma 5). De même, les modèles concernant l’enceinte de confinement (thermohydraulique et aérosols) bénéficient des travaux menés par la GRS sur ses anciens logiciels RALOC et FIPLOC puis plus récemment sur son logiciel COCOSYS.

 

 

Le seul modèle inadéquat demeure, comme dans beaucoup d'autres logiciels dans le monde, le renoyage des cœurs dégradés sur lequel les efforts de R&D continuent, en particulier dans le cadre du réseau SARNET.

 

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Qualification

 

La qualification d’Astec exploite plus de 150 essais, en particulier :

  • des essais analytiques à effets séparés ou couplés. Par exemple, les essais VERCORS (CEA) concernent le relâchement et le transport des produits de fission, BETA (FZK, Allemagne) l’interaction corium-béton, et ACE-RTF (Canada) l’iode dans l’enceinte
  • des essais intégraux tels que Phébus PF (IRSN) qui simulent l’ensemble d’un accident avec des matériaux réels, jusqu’au terme source dans l’enceinte, ou CORA et QUENCH (KIT) qui représentent la dégradation d'une grappe de crayons du cœur en matériaux simulants.

 

Parmi ces 160 essais, les exercices ISP (International Standard Problem) de l’OCDE/AEN ont été autant que possible sélectionnés car ce sont des références internationales du fait de la grande qualité de leurs mesures et de leur utilisation pour des benchmarks entre logiciels (essais PACTEL, VANAM, BETHSY, LOFT…). Par ailleurs, la matrice d'essais s'enrichit en continu des programmes internationaux en cours : CCI-OECD (Argonne National Laboratories, USA), ISTP (EPICUR et CHIP à l’IRSN), ThAI-OECD (Becker Technologies, Allemagne), ARTIST (PSI, Suisse), etc.

 

Enfin, le logiciel est régulièrement appliqué à l’accident du réacteur américain de Three-Mile-Island (TMI-2) en 1979, afin de consolider ses résultats avant de l’appliquer à des configurations réelles de réacteurs.

 

Les schémas 6 à 10 illustrent cinq résultats de qualification. Notons que ces exemples sont été sélectionnés afin de couvrir les principaux aspects de la phénoménologie des accidents de fusion du cœur, notamment en cuve et hors-cuve, et d’illustrer les capacités actuelles des versions ASTEC V2 :

  • Schéma 6 - Cliquer pour agrandir Sur l'essai LOFT-LP-FP2 de dégradation d'une grappe de crayons (réalisé à Idaho National Laboratories, USA). Les losanges rouges représentent les températures mesurées et les lignes bleue, rouge et verte, quasiment superposées, représentent les résultats d’ASTEC pour trois crayons différents. L'accord calcul-mesure est satisfaisant (cf. schéma 6).


 

  • Schéma 7 - Cliquer pour agrandirSur l’essai Phébus FPT4 sur la dégradation d’un lit de débris (réalisé par l’IRSN). Les symboles indiquent les températures mesurées à 4 niveaux axiaux différents au centre du lit et les lignes pleines indiquent les résultats ASTEC correspondants. L'accord calcul-mesure est très satisfaisant (cf. schéma 7).


 

  • Schéma 8 - Cliquer pour agrandirSur les essais STORM SR de transport et de dépôt d'aérosols (réalisés à JRC/Ispra, Italie). Quatre essais, indiqués en abscisses, sont analysés: SR09 à SR12. Les colonnes bleues représentent la fraction des aérosols déposés dans le circuit expérimental. Les autres couleurs représentent les résultats de calculs ASTEC en activant trois modèles différents. Ces modèles permettent d'encadrer les mesures mais des améliorations des modèles apparaissent nécessaires (cf. schéma 8).


 

  • Schéma 9 - Cliquer pour agrandirSur l’essai "Marviken blowdown", réalisé dans le réacteur nucléaire suédois Marviken, de type à eau lourde et bouillante (Boiling Heavy Water Reactor). Les symboles indiquent la pression mesurée dans le compartiment de décharge de l’enceinte et les lignes pleines indiquent les résultats ASTEC correspondants (avec deux versions successives du logiciel). L'accord calcul-mesure sur le pic de pression est très satisfaisant (cf. schéma 9).


 

  • Schéma 10 - Cliquer pour agrandirSur l'essai OECD-CCI2 d'interaction-corium-béton. La courbe rouge représente l'évolution au cours du temps de la masse de béton ablatée au cours de l'essai, et la ligne bleue le calcul ASTEC. L'accord calcul-mesure est satisfaisant (cf. schéma 10).

 

La synthèse des travaux de qualification menés par l'IRSN, la GRS et leurs partenaires étrangers, confirme que le niveau de qualification du logiciel est élevé.

 

Sa capacité à simuler de manière adéquate tout scénario d'accident de fusion du cœur des réacteurs actuellement en fonctionnement a été démontrée d'abord par les EPS de niveau 2 de l’IRSN sur les REP 900 et 1300 MWe, puis par les nombreux benchmarks réalisés avec d'autres logiciels (cf. ci-dessous "Collaborations internationales"). Schéma 11 - Cliquer pour agrandirASTEC peut simuler de manière satisfaisante la grande majorité des systèmes de sécurité et des actions ou procédures effectuées par des opérateurs intervenant dans les réacteurs actuels (dépressurisation du circuit primaire, aspersion de l’enceinte…). Les tendances et ordres de grandeur des résultats de ces calculs de séquences sont globalement en accord avec ceux des logiciels MELCOR et MAAP4 largement utilisés dans le monde (cf. schéma 11).


Schéma 12 - Cliquer pour agrandirDe plus, des comparaisons sont régulièrement effectuées avec des logiciels mécanistes tels que CATHARE (logiciel français de référence en thermohydraulique diphasique) sur la thermohydraulique des circuits (cf. schéma 12) et ICARE/CATHARE (IRSN) ou ATHLET-CD (GRS) sur la dégradation du cœur (cf. schémas 13 et 14).

Schéma 13 - Cliquer pour agrandir   Schéma 14 - Cliquer pour agrandir

  

 

Collaborations internationales

 

Une trentaine de membres du réseau SARNET évaluent ASTEC, soit via la qualification sur des résultats expérimentaux (cf. plus haut), soit via des benchmarks avec d’autres logiciels sur des scénarios d’accident dans divers types de réacteurs (REP 900 MWe, Konvoi 1300, Westinghouse 1000, VVER-440, VVER-1000). Depuis de nombreuses années, l’IRSN a aussi collaboré étroitement sur des travaux analogues avec plusieurs organismes hors Europe, tels que Kurchatov Institute (Russie), Atomic Energy of Canada Limited (AECL, Canada), Bhabba Atomic Research Centre (BARC, Inde) et Atomic Energy Regulatory Board (AERB, autorité de sûreté indienne).


Les travaux réalisés dans le cadre de SARNET ont montré que le logiciel ASTEC V2 était applicable à une grande partie des scénarios d’accident de fusion du cœur de réacteurs à eau bouillante (REB) et de réacteurs à eau lourde CANDU, excepté pour la phase de dégradation du cœur. Des évaluations du comportement des produits de fission et aérosols dans le circuit primaire et dans l’enceinte de ces réacteurs sont donc déjà possibles.


 

Maintenance et support aux utilisateurs

 

Avec près d’une centaine d’utilisateurs ASTEC de par le monde, plusieurs ingénieurs sont mobilisés en permanence pour fournir une assistance efficace aux utilisateurs, avec une réponse rapide aux requêtes. Les utilisateurs peuvent aisément télécharger toute nouvelle version ou révision du logiciel, ainsi que toute documentation, via le portail web ASTEC. De plus, un outil internet dédié, MARCUS, a été mis en place pour gérer les échanges d’informations entre développeurs du logiciel et utilisateurs, en particulier pour les déclarations d’anomalies et les solutions apportées (cf. Figure 15).


Le Club des Utilisateurs ASTEC se réunit environ tous les 18 mois, rassemblant les divers organismes impliqués. Ces réunions sont un forum idéal pour discuter des expériences des utilisateurs du logiciel, de leurs demandes d’évolutions futures et des plans de développement envisagés par l’IRSN et la GRS.

 

 

Perspectives d'évolution d'Astec


ASTEC intègre en continu des améliorations des modèles traduisant les avancées de la R&D réalisée notamment dans le cadre du réseau SARNET, du programme ISTP et des projets OCDE. La priorité porte actuellement sur le renoyage de cœurs dégradés, en liaison étroite avec les programmes expérimentaux PRELUDE et PEARL en cours actuellement à l'IRSN. Les autres priorités concernent l'interaction corium-béton dans le puits de cuve et cinétique chimique dans le circuit primaire, en particulier sur l'iode et le ruthémium.

 

La qualification d’ASTEC continuera intensivement sur les exercices de l’OCDE, ainsi que sur les programmes en cours à l’étranger (MCCI-OECD, ThAI, ARTIST…) ou à l’IRSN (PEARL, ISTP et STEM-OECD sur les installations EPICUR et CHIP traitant les produits de fission).

 

En 2012-13, les modèles de dégradation des cœurs de REB et CANDU seront développés. De premières applications ASTEC aux accidents dans les réacteurs japonais de Fukushima-Daiichi sont aussi prévus en parallèle.


Des travaux ont déjà été réalisés pour utiliser certains modules d’ASTEC dans les outils de crise accidentelle dans les réacteurs et ils seront poursuivis ; il est en effet bon de souligner que, au-delà de l’amélioration continue de la pertinence des modèles physiques d’ASTEC qui reste un objectif permanent de l’IRSN, l’autre enjeu est de poursuivre en parallèle les efforts d’optimisation numérique et d’accélération du logiciel qui ont déjà été entrepris dans ce cadre. Une extension du champ d’application aux simulateurs d’accidents de fusion du coeur pourrait être envisagée.

Au-delà des nombreuses applications d’ASTEC aux réacteurs de type Gen.II et Gen.III, des travaux d’adaptation des modèles ont également déjà été réalisés pour l'analyse de sûreté de l'installation de fusion ITER. Les efforts vont se poursuivre sur ce sujet dans les prochaines années.

Le champ d'application va aussi s'étendre progressivement dans les prochaines années aux réacteurs de Génération IV, notamment les Réacteurs Rapides au Sodium.

 

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 Résumé en vidéo


Clubs utilisateurs

4e réunion organisée en octobre 2010 à Köln (Allemagne) par la GRS et l'IRSN

 

Le nombre d'ingénieurs utilisant Astec dans le monde approchant la centaine, plusieurs ingénieurs sont affectés au support à l'utilisation du logiciel, et en particulier assurer une forte réactivité aux demandes des utilisateurs. Ainsi, un outil internet spécifique, Marcus a été mis en place pour gérer les échanges entre développeurs et utilisateurs du logiciel, notamment pour tracer les anomalies signalées et les solutions apportées.


Tous les 18 mois, un club-utilisateurs rassemble les différents organismes impliqués dans Astec. Ces réunions sont le lieu privilégié où se discutent le retour d'expérience de l'utilisation du logiciel, les besoins d’évolutions futures et les plans de développement IRSN-GRS du logiciel.

 
Pour en savoir plus, contactez Patrick Chatelard

Partenaires internationaux

  • Au niveau européen, une trentaine d’organismes évaluent ASTEC dans le cadre du réseau SARNET, soit via des qualifications par comparaison avec des programmes expérimentaux (voir paragraphe ci-dessus) soit via des benchmarks avec d’autres logiciels sur des scénarios d'accidents dans divers types de réacteurs (REP 900, Konvoi 1300, Westinghouse 1000, VVER 440 et 1000).

Réseau SARNET

 

  • Une collaboration étroite existe aussi depuis de nombreuses années avec des organismes non européens qui réalisent le même type de travaux :

- Institut Kurchatov (Russie),

- Atomic Energy of Canada Limited (AECL, Canada),

- Bhabba Atomic Research Center (BARC, Inde).

 

Ou plus récemment :

- l'Atomic Energy Regulatory Board (AERB, autorité de sûreté indienne) 

- l'Université de Zagreb (Croatie).

Laboratoires IRSN concernés

Programmes liés à Astec

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