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Faire avancer la sûreté nucléaire

La Recherchev2

RST 2008

La simulation, les outils de calcul et la métrologie

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La performance actuelle du parc nucléaire en exploitation en France et le niveau de sûreté auquel il est parvenu peuvent être considérés comme très satisfaisants. Pour autant, leur maintien et a fortiori leur amélioration ne sauraient être garantis si une vigilance permanente n’était assurée et si l’effort de recherche n’était lui-même soutenu pour réduire les incertitudes persistantes et mieux appréhender les phénomènes en cause dans la genèse des accidents.


Les programmes de recherche développés dans ce contexte sont le plus souvent coûteux, voire très coûteux, mais c’est l’effort à consentir pour relever les défis que ne manque pas en permanence d’opposer l’énergie nucléaire, du fait du vieillissement des installations, de nouvelles formes de gestion des combustibles et de l’apparition à moyen terme de nouvelles générations de réacteurs.


Tel est l’enjeu de la recherche si l’on souhaite réduire, voire « pratiquement éliminer » l’occurrence des accidents graves ou, tout au moins, en limiter l’impact sur l’environnement, les hommes et leurs biens.


L’objectif est certes ambitieux mais vital. Et, dans ce contexte, il ne s’agit pas tant d’envisager ou de recommander l’adjonction en cascade de systèmes supplémentaires de protection que de développer une approche probabiliste de l’incident ou de l’accident, dès les premières phases de la conception d’un réacteur.


Pour être relevés et être crédibles, ces défis technologiques, sociaux et réglementaires devront en effet prendre en compte :

  • l’apparition de nouvelles exigences d’exploitation (allongement de la durée de vie des tranches) et écologiques (gestion optimale des ressources, réduction des déchets, aussi par le recyclage du combustible usé) ;
  • les contraintes externes (conditions climatiques extrêmes, actes de malveillance) aujourd’hui insuffisamment considérées ;
  • l’opinion et l’acceptation du public ;
  • le maintien des compétences des différents acteurs du nucléaire, en premier lieu chez les exploitants mais également au niveau des autorités et des experts;
  • la formation et la nécessité d’attirer de jeunes talents, afin de garantir le transfert des connaissances et des savoir-faire entre les générations.


À cela, il faut ajouter le besoin de préparer le futur afin de permettre la progressive mise sur le marché de technologies novatrices et innovantes, comme les réacteurs de quatrième génération GEN-IV.


La recherche en sûreté reste donc essentielle à l’exploitation pacifique de l’énergie nucléaire et lui demeure indissociable, consubstantielle, tout particulièrement dans sa composante d’anticipation, qui comporte le développement et la mise en service de nouveaux schémas de calcul plus robustes, accessibles, performants, puissants et de plus en plus multiphysiques. Ces logiciels devront s’appuyer sur des bases de données expérimentales riches et adaptées pour la mise au point de leurs modèles et leur qualification. D’où le besoin impérieux de conserver les outils de simulation nécessaires,en mutualisant les frais et les connaissances dans le cadre de collaborations internationales élargies et structurées.


Les articles de fond de ce chapitre 4, dans leurs grandes différences et variété de thèmes – du fait même de leurs différences et de leur variété – concourent tous à maintenir et, si possible, améliorer le niveau élevé de sûreté des réacteurs en exploitation, tout en préparant le futur sans heurt et dans la continuité. Ceci pourra se faire en tirant profit de la synergie entre les besoins de l’expertise et une recherche maîtrisée, bien orientée et ciblée.


Mentionnons tout d’abord l’article 3, L’EPS de niveau 2 pour les réacteurs REP de 900 MWe : du développement aux enseignements de l’étude 2, de E. Raimond et N. Rahni qui, après un rappel très lisible de la phénoménologie des accidents graves, énonce les objectifs et la méthode des études probabilistes de sûreté, EPS, en les classant en niveaux 1, 2 et 3 en fonction de la progression de l’accident. Il se focalise ensuite sur les séquences qui, de la fusion du coeur du réacteur, conduisent à la dispersion de produits contaminés (EPS2). Il présente enfin l’application de ces mêmes EPS2 aux études du palier des réacteurs 900 MWe français. Il est important de noter que l’IRSN possède une maîtrise de ces techniques connue et reconnue à l’international : c’est pour cela que, dans le cadre du 7e PCRD européen, il a été demandé à E. Raimond d’assurer la coordination du projet ASAMPSA-II, qui se propose d’harmoniser les pratiques EPS2 des industriels et des organisations de sûreté.

 

En complément et corollaire de l’article précédent, Vincent Koundy, dans la Défaillance du fond d'une cuve REP en situation accidentelle grave et programme de recherche sur la déchirure des matériaux des cuves françaises, ajoute la description phénoménologique précise et la présentation ponctuelle des besoins de recherche relatifs à certaines séquences étudiées avec les EPS2, en mettant en relation la production de matériel fondu pendant un accident grave (corium) avec le risque de rupture à haute température du fond de cuve et l’épanchement de ce corium vers l’enceinte de confinement.

 

Parmi les problématiques les plus importantes de l’expertise de sûreté figurent aussi les agressions (internes et externes), entre autres le séisme, d’où l’importance d’en déterminer les valeurs de référence à retenir dans les études de dimensionnement. Ce sujet est traité avec exhaustivité dans l’article de Luis Fabián Bonilla Effets de la géologie locale sur les mouvements sismiques : estimation de l’aléa sismique pour un site donné, qui expose comment les propriétés géotechniques du sol peuvent influencer l’amplification des mouvements sismiques, et quelles en sont les conséquences pour l’analyse de sûreté.


Le béton armé et précontraint est couramment utilisé pour la construction des différentes structures des installations nucléaires. Dans le cas des enceintes de confinement des bâtiments réacteurs, il remplit non seulement un rôle structurel mais aussi de confinement visant à la protection de l’environnement. Pour garantir l’étanchéité nécessaire en cas d’accident d’origine nucléaire, la paroi interne en béton des enceintes de confinement est bi-axialement précontrainte. L’article de Nanthilde Reviron, Étude du fluage des bétons en traction : application aux enceintes de confinement des centrales nucléaires à eau sous pression, se propose justement d’investiguer le comportement de ce matériau sous traction afin d’en tirer les enseignements utiles pour l’expertise.


Dans le domaine de la métrologie des neutrons, l’article exhaustif de Vincent Gressier analyse le processus permettant d’assurer l’exactitude des mesures de dosimétrie neutronique, dont la qualité requise peut être spécifiée dans des normes internationales servant de référence pour l’évaluation de la conformité d’un produit, d’un processus, d’un système, d’une personne ou d’un organisme. L’important progrès scientifique des dernières décennies se traduit par la naissance d’une multitude de technologies et de produits novateurs. L’importance de la métrologie est dès lors primordiale, garantissant par des mesures de plus en plus précises et reliées au Système international d’unités la qualité des nouveaux produits et services offerts.
Le développement de produits novateurs dans le domaine de la métrologie est également illustré dans l’article L’IRSN et le Cnes à la recherche de radon sur Mars, de Jean-Christophe Sabroux.


Ce dernier, dans une thèse menée en collaboration avec le Cnes, a développé une méthode permettant de mettre en évidence les gaz radioactifs sur Mars. Le dimensionnement d’un appareil dédié à la mesure du radon sur la planète rouge, candidat bien placé à l’embarquement sur une sonde martienne, montre que les compétences acquises en outils de calcul et métrologie par l’Institut dans ses principaux champs traditionnels d’intervention lui permettent d’intervenir avec succès sur des sujets « exotiques ».


Enfin, pour compléter ce chapitre riche et varié, trois contributions courtes faisant toutes référence aux problématiques de sûreté inhérentes au stockage des matériaux irradiés, à savoir : Les développements récents du logiciel MELODIE, de Marc Bourgeois, qui relate les capacités du code dont l’IRSN s’est doté afin de pouvoir effectuer des simulations dans le domaine des stockages de surface, notamment pour l’export ; Contribution de l'IRSN au projet européen NF-PRO relatif au stockage en profondeur de déchets radioactifs, de Grégory Mathieu, qui résume les études effectuées dans le but de maîtriser le comportement d’un stockage géologique après sa fermeture ; et enfin, Sûreté des stockages de déchets radioactifs en formation géologique : l'IRSN agrandit sa station expérimentale de Tournemire et met en place un nouveau programme de recherche de Justo Cabrera, qui fournit le nécessaire support expérimental à ces études.


Variété de sujets, variété de thèmes, mais un objectif commun pour ces études et recherches : fournir à l’expertise le nécessaire et indispensable support pour son exhaustivité et son indépendance. 

 

Martial JOREL
Direction de la sûreté des réacteurs