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Le système de logiciels ASTEC

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Le système de logiciels ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code) permet de simuler l’ensemble des phénomènes qui interviennent au cours d’un accident de fusion du cœur d’un réacteur refroidi à l’eau, depuis l’événement initiateur jusqu’au rejet de produits radioactifs (dit "terme source") à l’extérieur de l’enceinte de confinement [1]. Cela couvre notamment les réacteurs à eau sous pression (REP) de conception occidentale tels que ceux du parc électronucléaire français, les REP de conception russe (VVER), les réacteurs à eau bouillante (REB) et les réacteurs à eau lourde CANDU. ASTEC est aujourd’hui maintenu et développé par l’IRSN.
 

Les applications d'ASTEC portent principalement sur l'analyse de sûreté des installations nucléaires (par exemple, celle de l’EPR - European Pressurised Reactor-), sur l'évaluation du terme source en situations accidentelles et sur les procédures de gestion des accidents de fusion du cœur [2]. ASTEC est utilisé intensivement pour les études probabilistes de sûreté (EPS) de niveau 2 de l’IRSN sur les réacteurs de production français. Par ailleurs, il sert à la préparation et à l'interprétation des programmes expérimentaux relatifs aux accidents de fusion du cœur et à la préparation de certains exercices de crise (exercices de simulation d’accident nucléaire ou radiologique majeur pour l’entrainement des différents acteurs et de l’organisation entre eux) du Centre Technique de Crise de l’IRSN.

 

ASTEC est le logiciel européen de référence dans le réseau d’excellence de recherche sur les accidents graves (SARNET : Severe accident research network) de la Commission européenne. Il est également utilisé par nombre d’organismes internationaux (Canada, Fédération de Russie, Chine, Inde, Singapour, Ukraine, etc.).


 

 

 

Organisatio​n générale

 

​ASTEC modélise la totalité  des phénomènes physiques se produisant lors d’un accident de fusion du cœur hormis l’explosion de vapeur (qui est traitée par le logiciel MC3D de l'IRSN) 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 validation en comparant les résultats des simulations aux résultats des expériences.


 

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Principaux modèles​​
 
Chaque module (décrits en détail dans [3] et [4]) traite les phénomènes intervenant dans une partie du réacteur ou une phase de l’accident, et notamment :
 
  • la thermohydraulique diphasique, pour représenter les écoulements du réfrigérant dans les circuits primaire et secondaire, avec une approche bidimensionnelle dans la cuve (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 cœur dépassent un seuil entraînant une oxydation significative des gainages par la vapeur d’eau ainsi que diverses interactions chimiques entre les matériaux constituant soit les crayons combustibles soit les barres de commande. Cela peut aller jusqu'à la fusion des matériaux, entrainant la formation d’un mélange de matériaux fondus que l’on appelle « corium ».  Cela peut également se traduire par la formation de débris solides issus de la pré-fracturation des pastilles combustibles combinée à la fragilisation des gaines de combustibles. Le comportement du corium une fois localisé dans le fond de cuve est modélisé jusqu’à l’éventuelle rupture de la paroi du fond de cuve ou sa stabilisation possible à l’intérieur si la cuve peut être refroidie par l’extérieur (voir plus loin le volet IVMR) ;
  • le relâchement des produits de fission (PF), en particulier de l'iode, à partir du combustible dans le cœur, qu'il soit encore en place à l'intérieur de la gaine ou relocalisé sous la forme de débris ou de corium ;
  • le transport des PF et des aérosols ainsi que leur comportement physico-chimique dans les circuits primaire et secondaire, puis dans l'enceinte (cf. figures 3 et 4). Une attention toute particulière est notamment portée au comportement des nombreuses espèces iodées sous leurs diverses formes (iode moléculaire, iodures organiques gazeux, oxydes d’iode sous forme d’aérosols…) ;
 

 

  • ​la thermohydraulique dans l’enceinte, à l'aide d'une approche par volumes 0D, dite "code à zones" (cf. schéma 5) ;​ ​

 

 

  • l’érosion du radier du puits de cuve par le corium qui s’y est localisé en cas de rupture de la cuve, avec la prise en compte des éventuelles coulées secondaires (apport différé de corium dans le puits de cuve résultant du fait que la dégradation du cœur peut se poursuivre au-delà de l’instant de rupture du fond de cuve). Cette érosion appelée "interaction corium-béton" (ICB) est modélisée à l'aide d'une approche par volumes ou couches monodimensionnelles (cf. schéma 6). Le modèle permet de traiter les conditions d’une ICB à sec ou d’une ICB sous eau, cette deuxième situation incluant le refroidissement du corium par noyage sous eau en fonction des procédures de gestion des accidents graves.

 

 

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 ​​Autres modèles ​​et fonctionnalités
ASTEC traite également d'autres phénomènes physiques susceptibles de se produire au cours de l’accident, tels que notamment :
  • 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 et du mono-oxyde de carbone accumulés dans l'enceinte et le risque associé de détonation ou déflagration.

 
Par ailleurs, ASTEC évalue à chaque instant du transitoire accidentel simulé l'activité des isotopes et calcule la puissance résiduelle associée dans toute zone du réacteur.

Dans la version V2.1 la plus récente d’ASTEC, les modèles sont à 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 réalisés dans le cadre des programmes Phébus et ISTP, puis des projets OCDE/AEN STEM/STEM2. Le haut niveau scientifique des modèles correspondants représente d'ailleurs un des principaux atouts d'ASTEC par rapport à d'autres logiciels internationaux. Concernant les réacteurs de 3ème génération (Gen III et III+), des modèles spécifiques simulent le récupérateur à étalement du corium du réacteur EPR. Par ailleurs, de nouvelles fonctionnalités ont également été intégrées dans la version V2.1 afin de pouvoir couvrir les problématiques liées à la stratégie de rétention du corium en cuve ; ces développements ont été réalisés par l’IRSN dans la cadre du projet Européen H2020 IVMR (« In-Vessel Melt Retention ») (cf. [8]).

 

Les modèles de dégradation du cœur, partie essentielle d’ASTEC, ont été largement améliorés dans la famille de versions V2, en utilisant ceux du logiciel mécaniste ICARE2, auquel l’IRSN a consacré de très importants efforts depuis le début des années 1990 (cf. illustrations figure 7), en lien notamment avec le déroulement des programmes expérimentaux Phébus CSD et Phébus PF [5] et [6].


 


 


 

 

Validation​

 

 

La validation d’ASTEC s’appuie sur plus de 160 essais, en particulier :
  •  des essais analytiques à effets séparés ou couplés. Par exemple, les essais VERDON (CEA) concernent le relâchement et le transport des produits de fission, CHIP+ (IRSN) la physico-chimie des aérosols dans le circuit, OLHF (SNL, U.S.A) les conditions de rupture mécanique du fond de cuve, et BIP (CNL, Canada) le comportement de 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 QUENCH (KIT, Allemagne) qui représentent la dégradation d'une grappe de crayons du cœur en matériaux simulants, ou encore CCI (ANL, U.S.A) qui traitent de l’interaction corium-béton.

Parmi ces 160 essais, la plupart des exercices ISP (International Standard Problem) de l’OCDE/AEN ont été 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 de validation d'ASTEC s'enrichit en continu des programmes internationaux en cours : OECD-CCI (Argonne National Laboratories, USA), OECD STEM/STEM2 à l’IRSN, OECD BIP2/BIP3 (Canadian Nuclear Laboratories, Canada), OECD THAI-2/THAI-3​ (Becker Technologies, Allemagne), etc.

Pour chaque nouvelle version d’ASTEC, l’IRSN ne réalise lui-même qu’une partie des nombreux travaux de validation. La plupart des partenaires internationaux de l’IRSN dans le domaine des accidents graves co​ntribuent à cette vaste tâche de validation du logiciel, le plus souvent dans le cadre de projets collaboratifs et cela depuis de nombreuses années. Ce fut par exemple le cas pour les versions V2.1.0 et V2.1.1 dans le cadre du projet CESAM (cf. [7]) du 7ème PCRD de la Commission Européenne.

 
​Enfin, le logiciel est régulièrement appliqué aux accidents de réacteur nucléaire à eau légère qui ont eu lieu dans le monde afin de consolider ses résultats avant de l’appliquer à des configurations de réacteurs en production ou en construction dans le monde. Ces tâches de validation à l’échelle du réacteur concernent principalement la tranche 2 du réacteur américain de Three-Mile-Island (TMI-2) accidenté en 1979 et les trois réacteurs accidentés à Fukushima-Daiichi au Japon en 2011.

Sa capacité à simuler de manière adéquate tout scénario d'accident de fusion du cœur des réacteurs actuellement en fonctionnement a largement bénéficié à la réalisation des études probabilistes de sûreté de niveau 2 (EPS2) de l’IRSN sur les REP 900 et 1300 MWe ainsi que l’EPR. ASTEC peut simuler 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, renvoi d’eau dans un cœur plus ou moins fortement dégradé, recombinaison de l’hydrogène dans l’enceinte…).

De plus, des comparaisons sont régulièrement effectuées avec des logiciels mécanistes tels que CATHARE (logiciel français de référence en thermohydraulique diphasique) afin de vérifier que la thermohydraulique des circuits pendant la tête de séquence d’un accident grave est correctement évaluée par ASTEC. L’objectif de cette démarche est de s’assurer que les conditions initiales de la phase de dégradation en cuve telles qu’estimées par ASTEC peuvent être considérées comme étant suffisamment consolidées pour pouvoir mener alors une analyse pertinente de la suite de la séquence accidentelle.

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Collaborations internationales

 

 

Depuis 2004, une trentaine de membres du réseau SARNET évalue continument ASTEC, soit via la validation du logiciel 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 Framatome 900 MWe, REP Konvoi 1300 MWe, REP Westinghouse 1000 MWe, VVER 440 MWe et VVER 1000 MWe). 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, devenu depuis CNL, Canada), Bhabba Atomic Research Centre (BARC, Inde) et Atomic Energy Regulatory Board (AERB, autorité de sûreté indienne). Puis, d’autres organismes non européens ont également rejoint le projet ASTEC, parmi lesquels on trouve notamment des TSO (Technical safety and support organisations) tels que SEC-NRS (Russie) et NSC (Chine), mais également d’autres partenaires en Asie tels que CNPRI (Chine) et l’université nationale de Singapour. Enfin, d’autres organismes ont tout dernièrement rejoint la communauté ASTEC, tels que Energorisk (Ukraine) et Türkiye Atom Enerjisi Kurumu (TAEK, Turquie) aux portes de l’UE ou encore Egyptian Nuclear and Radiological Regulatory Authority (ENRRA, Egypte) au Proche-Orient.

Les travaux réalisés il y a quelques années dans le cadre de SARNET avaient montré que le logiciel ASTEC V2.0 était applicable à la plupart des scénarios d’accident de fusion du cœur de réacteurs à eau bouillante et de réacteurs à eau lourde CANDU, excepté pour la phase de dégradation du cœur. Les travaux réalisés par la suite dans le cadre du projet CESAM (2013-2017) ont démontré que la version V2.1 permettait, comme escompté, de lever cette restriction, du fait de la possibilité de modéliser désormais de manière adéquate la géométrie réelle des cœurs de REB et de CANDU.

Par ailleurs, l’IRSN a participé avec ASTEC aux benchmarks internationaux relatifs à la simulation et l’interprétation des accidents de Fukushima-Daiichi qui ont été coordonnés par l’OCDE dans le cadre des projets BSAF et BSAF2 ​(2012-2018) (cf. [9] et [10]).

Enfin, des exercices d’intercomparaison avec d’autres logiciels d’accidents graves, tel que MELCOR développé par US-NRC, sont réalisés régulièrement afin de quantifier les écarts imputables notamment aux choix de modélisation. Ces exercices visent à compléter de manière plus approfondie les divers benchmarks réalisés dans le cadre de projets Européens (cf. plus haut) : on peut citer en exemple l’exercice de type « crosswalk » (cf. [12]) dont la cible est ici un REB semblable à ceux de Fukushima.

 

 
Projet collaboratif ASCOM

Le projet ASCOM a été proposé par l’IRSN en 2017 dans le cadre de la « Technical Area n°2 » de l’association NUGENIA afin de renforcer le lien existant entre les divers utilisateurs du logiciel ASTEC et favoriser leur collaboration. Le projet ASCOM a ainsi obtenu fin 2017 le label NUGENIA, pour un démarrage mi-2018 pour une durée de 4 ans. Concrètement, ASCOM vise d’une part à consolider et pérenniser les acquis des projets antérieurs SARNET et CESAM et, d’autre part, à progresser collectivement vers l’atteinte de l’objectif final de toute la communauté ASTEC, à savoir disposer d’un outil de calcul à la fois fiable et à l’état de l’art de la connaissance pour l'analyse de sûreté de divers types d’installations nucléaires, l'évaluation du terme source et l'évaluation des procédures de gestion et de mitigation des accidents de fusion du cœur.

En outre, dans la continuité du projet Européen CESAM, le projet ASCOM vise également à accroitre le domaine d’application du logiciel grâce à la mise au point en collaboration de jeux de données de référence « génériques » dans des domaines assez peu couverts jusqu’à présent par ASTEC (SMR, réacteurs de Génération III et III+​​ autres que EPR, piscines d’entreposage des combustibles, etc.).
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Maintenance et support aux utilisateurs

 

 


 

 


 

Avec près d’une centaine d’utilisateurs d’ASTEC de par le monde, plusieurs ingénieurs sont mobilisés en permanence pour fournir une assistance aux utilisateurs aussi efficace que possible en veillant en particulier à répondre rapidement aux requêtes. 


  

Les utilisateurs peuvent aisément télécharger toute nouvelle version ou révision du logiciel, ainsi que toute documentation, via le portail web ASTEC (cf. Figure 8). De plus, ce portail dispose d’un système de gestion des demandes pour gérer les échanges d’informations entre développeurs du logiciel et utilisateurs, en particulier pour les déclarations d’anomalies et les solutions apportées.

Des formations à l’utilisation du logiciel ASTEC sont également proposées annuellement par l’IRSN dans le cadre de l’ENSTTI (European nuclear safety training and tutoring institute).

 

 

Perspectives d'évolution​ d'Astec


 

ASTEC intègre en continu des améliorations des modèles traduisant les avancées de la R&D dans le domaine des accidents graves. La validation d’ASTEC se poursuivra intensivement sur les exercices standards de l’OCDE, ainsi que sur les programmes en cours à l’étranger (OECD BIP-2/BIP-3 sur la chimie de l’iode, OECD THAI-2/THAI-3, sur le risque hydrogène dans l’enceinte couvrant les volets distribution, combustion et recombinaison, OECD CCI sur l’interaction corium-béton, CORDEB/CORDEB2 sur le comportement du corium et des débris dans le fond de cuve, IPRESCA sur le pool-scrubbing,…)  ou à l’IRSN (PROGRES sur le renoyage des lits de débris, OECD STEM/STEM2 sur la chimie de l’iode et du ruthénium,…). L’IRSN prévoit de confier la réalisation d’une partie des travaux de validation à plusieurs partenaires, notamment dans le cadre du projet ASCOM.

Les recalculs avec ASTEC des accidents dans les réacteurs japonais de Fukushima-Daiichi se poursuivent, en priorité dans le cadre des projets successifs coordonnés par l’OCDE sur le sujet (cf. [9], [10] et [11]).

Des travaux ont déjà été réalisés pour utiliser certains modules d’ASTEC dans les outils utilisés en cas d'accident dans les réacteurs et ils seront poursuivis ; il convient de souligner à ce sujet 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 cœur pourrait être ainsi envisagée.

 
D’autres actions visent à doter progressivement ASTEC de capacités de diagnostic utilisables en cas d’accident, pendant la crise (en complément du volet pronostic usuel). Elles avaient été engagées dans le cadre du programme CESAM​  selon deux axes complémentaires : l’interfaçage d’ASTEC aux outils numériques simulant la dispersion atmosphérique des rejets liés à l’accident (tels que le logiciel pX de la plateforme C3X  développée par l’IRSN) ; le développement d’une méthodologie basée sur les réseaux bayésiens  afin d’évaluer la probabilité des différents scénarios accidentels possibles lors d’une reconstitution à partir des mesures incertaines obtenues par l’instrumentation disponible sur site ou à proximité [15]. Ces travaux se poursuivent désormais dans le cadre notamment du projet H2020 FASTNET  coordonné par l’IRSN. ​

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 d’ASTEC a aussi été progressivement étendu depuis quelques années aux réacteurs de Génération IV, notamment les Réacteurs Rapides au Sodium dans le cadre du projet européen JASMIN​ [13](2012-2015). Ces travaux se poursuivent désormais dans le cadre du projet européen H2020 SMART-SFR [14] (2017-2021).

 

 

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 Résumé en vidéo

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Référ​​ences

 

[1] Chatelard P., Reinke N., Arndt S., Belon S., Cantrel L., Carénini L., Chevalier-Jabet K., Cousin F., Eckel J., Jacq F., Marchetto C., Mun C., Piar L., “ASTEC V2 severe accident integral code main features, current V2.0 modelling status, perspectives”, Nuclear Engineering and Design, 272 (June 2014), p.119-135


 

[2] Caroli C., Bellenfant L., Bonneville H., Phoudiah S., Chambarel J., Cozeret R., Veilly E., Raimond E. “Examples of recent and on-going reactor accident analysis with the ASTEC integral code at IRSN”, 7th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2015), Marseille (France), March 24-26, 2015

 
[3] Chatelard P., Belon S., Bosland L., Carénini L., Coindreau O., Cousin F., Marchetto C., Nowack H., Piar L., Chailan L, “Main modelling features of ASTEC V2.1 major version”, Annals of Nuclear Energy, vol.93 (July 2016), pp.83-93

 
[4] Chailan L., Bentaïb A., Chatelard P., “Overview of ASTEC code and models for Evaluation of Severe Accidents in Water Cooled Reactors”, IAEA Technical Meeting on the Status and Evaluation of Severe Accident Simulation Codes for Water Cooled Reactors, Vienna (Austria), October, 9-12, 2017

 
[5] De Luze O., Haste T., Barrachin M., Repetto G., “Early phase fuel degradation in Phébus FP: Initiating phenomena of degradation in Phébus FP fuel bundle tests”, Annals of Nuclear Energy: Special issue on Phebus FP final seminar, Vol.61, p.23-35 (November 2013)

 
[6] Barrachin M., De Luze O., Haste T., Repetto G., “Late phase fuel degradation in the Phébus FP tests”, Annals of Nuclear Energy: Special issue on Phebus FP final seminar, Vol.61, p.36-53 (November 2013)

 
[7] Nowack H., Chatelard P., Chailan L., Hermsmeyer S., Sanchez V.H., Herranz L.E., “CESAM – Code for European Severe Accident Management, EURATOM project on ASTEC improvement”, 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017), Warsaw (Poland), May 16-18, 2017

 
[8] Fichot F., Carénini L., Sangiorgi M., Hermsmeyer S., Miassoedov A., Bechta S., Zdarek J., Guennadou D., “Status of the IVMR project: First steps towards a new methodology to assess In-Vessel Retention strategy for high-power reactors”, 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017), Warsaw (Poland), May 16-18, 2017

 
[9] Bonneville H., Bentaïb A., Cousin F., “Fukushima accident computations with ASTEC: how to match the dose measurements in the environment with the simulations”, IAEA Technical Meeting on the Status and Evaluation of Severe Accident Simulation Codes for Water Cooled Reactors, Vienna (Austria), October, 9-12, 2017

 
[10] Chatelard P., Gabrielli F., Fichot F., Bonneville H., Bouillet C., Belon S., Chailan L., Sanchez V.H., “Contribution of ASTEC numerical simulations to the understanding of the Fukushima accidents”, IAEA Workshop on advances in understanding the progression of severe accidents in Boiling Water Reactors, Vienna (Austria), July 17-21, 2017

 
[11] Bonneville H., Carénini L., Barrachin M., “Core Melt Composition at Fukushima Dai-ichi: Results of Transient Simulations with ASTEC”, Nuclear Technology, Vol 196 - n°3 (December 2016), p.489-498

 
[12] Belon S., Bouillet C., Topin V., Bonneville H., Andrews N., “Insight of core degradation simulation in integral codes throughout ASTEC/MELCOR crosswalk comparisons and ASTEC sensitivity studies”, 8th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2017), Warsaw (Poland), May 16-18, 2017

 
[13] Girault N., Cloarec L., Fargès B., Poumerouly S., Lebel L., Herranz L., Bandini G., Perez-Martin S., Hering W., Ammirabile L., Spengler C., Buck M., “Main outcomes from the JASMIN project: development pf ASTEC-Na for severe accident simulation in Na cooled fast reactors”, International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17), Yekaterinburg (Russian Federation), June 26–29, 2017

 
[14] Mikityuk K., Girardi E., Krepel J., Bubelis E., Fridman E., Rineiski A., Girault N., Payot F., Buligins L., Gerbeth G., Chauvin N., Latge C., Garnier J.C., “H2020 ESFR-SMART project: status after 6 months”, Nuclear Days 2018 - NUGENIA Annual Forum 2018, Prague (Czech Republic), April 10-12, 2018

 
[15] Chevalier-Jabet K., Mabrouk A., Baccou J., Zheng X., Maruyama Y., “Overview of recent methods for the modelling of the uncertainties on the calculation of consequences of a nuclear power plant severe accident”, 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants- ICAPP-2015), Nice (France), May 03-06, 2015​

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Clubs utilisateurs

 

Le Club des Utilisateurs d’ASTEC se réunit environ tous les 18 mois et rassemble 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.

 
Pour en savoir plus, contactez

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Partenaires internationaux

  • Depuis 2004, une trentaine de membres du réseau SARNET évalue continument ASTEC, soit via la validation du logiciel sur des résultats expérimentaux, soit via des benchmarks avec d’autres logiciels sur des scénarios d’accident dans divers types de réacteurs (REP Framatome 900 MWe, REP Konvoi 1300 MWe, REP Westinghouse 1000 MWe, VVER 440 MWe et VVER 1000 MWe).
  • Réseau SARNET

     

    • Une collaboration étroite sur des travaux analogues existe aussi depuis de nombreuses années avec plusieurs organismes non européens :

    - Kurchatov Institute (Russie),
    - Canadian Nuclear Laboratories (CNL, Canada)
    - Bhabba Atomic Research Centre (BARC, Inde)
    - Atomic Energy Regulatory Board (AERB, autorité de sûreté indienne)
    - SEC-NRS (Russie)
    - NSC (Chine)
    - CNPRI (Chine)
    - Université nationale de Singapour

     

    Ou plus récemment :

    - Energorisk (Ukraine)
    - Turkiye Atom Enerjisi Kurumu (TAEK, Turquie)
    - Egyptian Nuclear and Radiological Regulatory Authority (ENRRA, Egypte)

Laboratoires IRSN concernés

Programmes liés à Astec

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