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Toute reproduction sans autorisation du Centre français d’exploitation du droit de copie est strictement interdite. © Techniques de l’Ingénieur, traité Génie nucléaire B 3 835 − 1 Études et recherches de sûreté par René ZAMMITE Ingénieur en génie atomique Coordonnateur d’objectif à l’Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire a recherche est, avec l’analyse des incidents et accidents passés, l’un des moyens de faire progresser la sûreté nucléaire, en particulier pour mieux comprendre la phénoménologie des accidents et développer leur prévention. Retour d’expérience et recherche se complètent, la recherche visant à mieux comprendre les problèmes mis en lumière par l’expérience. Par exemple pour les réacteurs à eau, l’accident de Three Mile Island (TMI) a provoqué un appro- fondissement des recherches sur la dégénérescence possible de simples inci- dents en accidents graves et sur les rejets radioactifs potentiels en résultant [3]. 1. Généralités................................................................................................. B 3 835 - 3 1.1 Besoins de l’analyse, rôle et produits de la recherche............................. — 3 1.1.1 Rôle de la recherche........................................................................... — 3 1.1.2 Produits de la recherche .................................................................... — 3 1.2 Méthodes de recherche............................................................................... — 3 1.2.1 Exploration des phénomènes............................................................ — 3 1.2.2 Balayage expérimental et corrélations ............................................. — 4 1.2.3 Essais de démonstration ou de qualiﬁcation ................................... — 4 1.2.4 Démarche indirecte codes de calcul réalistes/expériences............. — 4 1.2.5 Conclusion........................................................................................... — 6 2. Programmes .............................................................................................. — 7 2.1 Réacteurs à eau sous pression (REP)......................................................... — 7 2.1.1 Intégrité des composants et des structures ..................................... — 7 2.1.2 Séismes de référence......................................................................... — 7 2.1.3 Facteur humain................................................................................... — 7 2.1.4 Test des logiciels de sécurité ............................................................. — 8 2.1.5 Accidents de réactivité ....................................................................... — 9 2.1.6 Incidents et accidents de refroidissement du cœur......................... — 10 2.1.7 Dégradation/fusion du cœur et progression du corium.................. — 10 2.1.8 Sauvegarde du conﬁnement ............................................................. — 10 2.1.9 Rejets radioactifs ................................................................................ — 12 2.2 Réacteurs à neutrons rapides (RNR).......................................................... — 12 2.2.1 Intégrité des composants et des structures ..................................... — 12 2.2.2 Feux de sodium .................................................................................. — 12 2.2.3 Accidents affectant directement le cœur (localement ou globalement).................................................................................. — 14 2.3 Cycle du combustible hors réacteurs......................................................... — 15 2.3.1 Incendie ............................................................................................... — 16 2.3.2 Emballages de transport.................................................................... — 16 2.3.3 Sûreté-criticité..................................................................................... — 16 2.3.4 Accidents dans les usines.................................................................. — 17 3. Exemple de grand programme évolutif : Phébus............................ — 18 3.1 Phébus APRP................................................................................................ — 18 3.2 Phébus CSD.................................................................................................. — 19 3.3 Phébus PF..................................................................................................... — 19 Références bibliographiques ......................................................................... — 21 L ÉTUDES ET RECHERCHES DE SÛRETÉ _______________________________________________________________________________________________________ Toute reproduction sans autorisation du Centre français d’exploitation du droit de copie est strictement interdite. B 3 835 − 2 © Techniques de l’Ingénieur, traité Génie nucléaire L’accident de Tchernobyl, survenu sur un réacteur de conception spéciﬁque, bien qu’ayant eu un impact moindre sur la recherche proprement dite, a conforté les orientations post-TMI et attiré l’attention sur les accidents de réac- tivité et les risques d’explosion. Les deux accidents ont conﬁrmé le rôle essen- tiel du facteur humain. Aujourd’hui, la recherche de sûreté contribue à la prévention et au traitement des anomalies liées au vieillissement des installations existantes. Elle apporte des éléments indispensables à la gestion des incidents et accidents ainsi qu’à l’évaluation des projets de futurs réacteurs. Ces derniers incluent désormais, dans leurs bases de conception, des processus accidentels graves dont le risque ne peut pas être totalement exclu par des dispositions constructives, de façon à rendre acceptable le niveau maximal des rejets radioactifs qui pourraient en résulter. Le caractère objectif et d’intérêt général de la recherche, telle que déﬁnie ci-après, suscite dialogue et coopération entre la plupart des organismes concernés, y compris entre ceux qui ont des vocations a priori différentes : autorités de sûreté et leurs appuis techniques, constructeurs, producteurs d’électricité, organismes de recherche publics ou privés, etc. Cette ouverture naturellement internationale – la sûreté nucléaire n’a pas de frontières – est fac- teur d’efﬁcacité et de qualité : elle facilite des évaluations mutuelles, la coordi- nation des programmes et, en déﬁnitive, l’optimisation de l’utilisation des compétences et ressources. Nous considérerons ici la recherche qui produit des connaissances et ins- truments utiles aux analyses de sûreté des installations nucléaires. Pour l’essen- tiel, ce type de recherche est généralement (mais pas exclusivement) conduit par ou pour des organismes publics ayant vocation d’expertise. Elle comprend des travaux théoriques et expérimentaux habituellement structurés en pro- grammes et planiﬁés. La programmation et la conduite de ces travaux dépendent donc étroitement des besoins ou de l’anticipation des besoins de l’analyse, mais il est nécessaire de distinguer clairement recherche, d’une part, et analyse, d’autre part. Les produits de l’analyse sont des évaluations de sûreté accompagnées de conclusions et de recommandations. Les produits de la recherche sont des connaissances expérimentales et théoriques, des outils de calcul, des critères techniques, voire des moyens d’études ou d’essais. Ils ne sont pas a priori des jugements de valeur ou des appréciations de sûreté sur des cas particuliers. Ne seront donc pas considérés ici, par exemple, certains types d’essais de démonstration dont les résultats n’ont pas de portée générale ainsi que les études appliquées à des cas d’espèce, y compris celles qui relèvent des expertises de sûreté. Cet article comprend deux parties : — des généralités sur la recherche décrivant de façon générale les besoins de l’analyse, le rôle et les produits de la recherche, puis les principales méthodes et démarches adoptées (avec des exemples) ; — un aperçu des programmes actuels et récents, successivement pour les réacteurs à eau et à neutrons rapides et pour les autres activités du cycle du combustible, avec un développement sur les programmes réalisés dans le réacteur expérimental Phébus, illustration du caractère évolutif des objectifs particuliers. Les thèmes de recherche sont nombreux et font appel à des disciplines aussi diverses que la neutronique, la mécanique, la thermohydraulique, la chimie, l’informatique, la détonique, mais aussi la psychologie et l’ergonomie (facteur humain), etc. Il ne sera pas possible, dans cet aperçu, d’aller au-delà d’un résumé synthétique, en relation avec les objectifs généraux en termes d’ana- lyse de sûreté, et d’un bilan très qualitatif des acquis. Le lecteur trouvera des informations plus précises et plus quantitatives dans les documents de l’index bibliographique. ______________________________________________________________________________________________________ ÉTUDES ET RECHERCHES DE SÛRETÉ Toute reproduction sans autorisation du Centre français d’exploitation du droit de copie est strictement interdite. © Techniques de l’Ingénieur, traité Génie nucléaire B 3 835 − 3 1. Généralités 1.1 Besoins de l’analyse, rôle et produits de la recherche Nota : le lecteur se reportera utilement à l’ensemble de la rubrique Sûreté nucléaire de ce traité. 1.1.1 Rôle de la recherche Les produits de l’analyse de sûreté sont des évaluations et recom- mandations. Ces évaluations permettent d’identiﬁer et de caracté- riser les risques dus à l’existence et à l’exploitation d’installations données dans un environnement donné, ainsi que la qualité des dispositions préventives ou palliatives correspondantes. La notion de risque associe la probabilité d’un accident donné au niveau de ses conséquences. L’évaluation probabiliste vise à quan- tiﬁer la probabilité de catégories d’accidents déﬁnies en fonction des événements initiateurs ou du niveau de conséquences [5]. L’évalua- tion déterministe s’attache entre autres à vériﬁer l’application de règles dont la sévérité est adaptée au niveau de risque (progressi- vité), voire de concepts qui sont, en fait, des méthodes de raison- nement plus ou moins codiﬁées comme la succession de barrières de conﬁnement s’opposant à la dissémination des matières radio- actives et la défense en profondeur [4] [5]. Cette dernière consiste à s’assurer de l’existence de lignes de défense successives destinées à faire obstacle à l’occurrence ou à l’aggravation d’incidents et acci- dents potentiels et/ou à ramener l’installation dans un état sûr en cas de franchissement des lignes de défense précédentes. L’évaluation des risques et l’application de la défense en profon- deur conduisent donc notamment à : — caractériser les conséquences des événements initiateurs ou aggravateurs d’incidents ou accidents en situation normale et dans des états hypothétiques progressivement dégradés résultant du franchissement postulé des lignes de défense successives ; — évaluer l’efficacité et la fiabilité des lignes de défense ; — émettre une appréciation sur chacun des points importants pour la sûreté. Compte tenu de la multiplicité de situations à examiner, le plus souvent hautement hypothétiques, on ne peut évidemment pas se fonder uniquement sur le retour d’expérience. La recherche en support à l’analyse de sûreté a essentiellement pour rôle de développer, améliorer ou compléter les moyens (bases de données expérimentales, critères techniques (*), outils de calcul, dispositifs de tests ou autres) permettant de prévoir et d’analyser les situations hypothétiques, ainsi que d’évaluer la ﬁabilité et l’efﬁ- cacité des dispositions préventives et palliatives correspondantes, quand le retour d’expérience, l’état des connaissances ou les moyens disponibles sont insufﬁsants. (*) Exemples de critères techniques déﬁnis en 1973 pour les conséquences maximales admissibles de l’accident de perte de réfrigérant primaire des réacteurs à eau sous pression : — la température au point le plus chaud des gaines doit rester inférieure à 2 200 F (1 204 oC) ; — le taux d’oxydation des gaines doit rester en tout point inférieur à 17 % de l’épais- seur (pour éviter la fragilisation des uploads/Management/ b3835.pdf