STAR - Ecole des mines de Nantes

Ecole des Mines
de Nantes
PROJETS INDUSTRIELS de fin d’étude
4 et 5 juillet 2012 Amphithéâtre Blaise Pascal
29 août 2012 Salle A001
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Option STAR
Systèmes et Technologies
Associés aux Réacteurs
nucléaires
Mercredi 4 juillet 2012
/Amphithéâtre Blaise Pascal
EDF/CNPE de Fessenheim (Fessenheim, 68)
Optimisation des méthodes du Projet Tranche en Marche et prévention des
Non Qualités de Maintenance.
Le Centre Nucléaire de Production d’Electricité (CNPE) de Fessenheim est l’une des 19 centrales
exploitées par EDF, premier producteur mondial d’électricité d’origine nucléaire. Implantée dans
le département du Haut-Rhin, elle est constituée de deux réacteurs de 900 MWe. Le projet
Tranche en Marche (TEM) coordonne les activités d’exploitation et de maintenance au cours
d’un cycle de production du CNPE. Afin d’améliorer les performances de production, un modèle
national d’organisation du projet TEM et de gestion du parc a été défini. La prévention des Non
Qualités de Maintenance (NQME) est un axe important d’amélioration des performances de
production.
Pour atteindre ces objectifs, le projet TEM doit, notamment, faire évoluer sa méthode de
préparation et de suivi des activités. La mission est de concevoir puis créer des outils
permettant de gérer et suivre les activités, leur préparation et leur réalisation, tout en tenant
compte des contraintes fortes de l’organisation. La deuxième phase du stage consiste à
améliorer les outils actuels de pilotage du projet TEM, à les mettre en conformité avec les
exigences nationales, puis à les ordonner au sein d’un tableau de bord permettant un véritable
pilotage des performances. La dernière phase de la mission permettra d’identifier et d’analyser
les causes des NQME afin de proposer une méthode permettant de les prévenir.
EDF /SEPTEN (Villeurbanne, 69)
Simulations d’études de tranches nucléaires : optimisation des montages SuLTANE.
Le Service Etudes et Projets Thermiques et Nucléaires (SEPTEN) assure la surveillance des études de
sûreté en réalisant notamment des contre-calculs. Pour accomplir cette mission, au sein de cette unité, le
groupe Simulateurs de Process (SP) est pourvoyeur d’outils de simulation d’études comme les montages
SuLTANE (Suite Logicielle pour Transitoires Accidentels et Normaux en Etudes). Un montage modélise un
palier et intègre, selon les besoins, tout ou une partie des équipements et systèmes élémentaires sollicités
par une tranche comme le cœur, le circuit primaire ou le circuit secondaire. Cet outil permet de simuler des
transitoires de fonctionnement normal, incidentel ou accidentel.
La mission du stage est de mener et d’évaluer des actions optimisant les performances de ces montages.
Ainsi, plusieurs pistes sont investiguées comme : paralléliser les calculs, simplifier la modélisation de
certains systèmes de la tranche (par exemple, le remplacement du code de neutronique Coccinelle par une
version simplifiée CoxSimu), mettre en place un pas de temps dynamique adapté à l’état de la tranche.
Souhaitant conserver le même niveau de représentativité des résultats, des tests de non régression seront
réalisés entre les différentes versions du montage. Quatre transitoires de fonctionnement normal ou
accidentel serviront de support à ces tests.
AREVA NP (Paris, La Défense, 92)
Réacteur EPR : Impact du décalage axial des traces de flux AMS (Aeroball
Measurement System) sur le processus de reconstruction de puissance 3D.
AREVA NP, entité du groupe AREVA, leader mondial dans le domaine de l’énergie nucléaire, est actuellement
présent sur les projets de réacteur EPRTM de nouvelle génération en cours de construction dans différents
pays (Chine, Finlande, France). Sur ces projets, AREVA NP est en charge de la conception du réacteur jusqu’à
sa mise en service.
Dans ce contexte, l’étude se déroule au sein de la section « Essais physiques du cœur » (PEPCE-F)
appartenant à la « Direction Ingénierie & Projets » (DIP). Ce projet s’inscrit dans le cadre de la reconstruction
de la puissance 3D à partir d’une instrumentation de référence. Sur l’EPR, l’instrumentation de référence est
le système AMS (Aeroball Measurement System) issu de la technologie allemande CONVOY. L’AMS permet
de fournir une cartographie de flux permettant de reconstruire la puissance dans le coeur. Cependant, sa
résolution (32 points de mesure) ne permet pas de connaître précisément la position de la colonne AMS
par rapport à la hauteur fissile. Or, cette information est essentielle dans le processus de reconstruction de
puissance. Le but est de parvenir à établir un diagnostic de détection des décalages de trace de flux AMS
puis d’analyser leur impact sur le processus de construction de puissance 3D.
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Jeudi 5 juillet 2012
/Amphithéâtre Blaise Pascal
AREVA NP (Lyon, 69)
Calculs de radioprotection dans le cadre du développement du réacteur ASTRID.
AREVA NP, entité du groupe AREVA, leader mondial de l’énergie nucléaire, participe actuellement à un
programme de R&D en collaboration avec le CEA et EDF, visant à la mise au point d’un concept industriel
de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium : le Sodium Fast Reactor (SFR). La réalisation d’un
démonstrateur de cette filière, appelé ASTRID, est prévue à l’horizon 2020.
Le projet se déroule au sein de la section « Neutronique, Radioprotection et Criticité » appartenant à la
« Direction Ingénierie et Projets ». L’objectif de la mission est de réaliser des calculs de radioprotection
supports au dimensionnement des matériels d’inspection et de manutention et des principaux composants
primaires, à la définition du zonage radiologique et aux évaluations dosimétriques prévisionnelles des
intervenants. La mission consiste tout d’abord à compléter la modélisation de la cuve du réacteur permettant
de réaliser des calculs 3D de neutronique et radioprotection. Ensuite, des cartographies de flux neutroniques
et de Débits d’équivalent de Dose (DeD) en cuve et des calculs d’activation des différents composants sont
réalisés pour répondre aux besoins des équipes du design, des systèmes et de la radioprotection.
CEA Cadarache (Saint-Paul Lez Durance, 13)
Interprétation de l’essai de déformation du cœur du réacteur Phénix.
Phénix est un Réacteur de recherche à Neutrons Rapides et à caloporteur sodium (RNR-Na). Démarré en
1973, il a été exploité conjointement pendant 36 ans par le CEA et EDF. En 1989 et 1990, quatre arrêts d’urgence par réactivité négative se sont produits. Différents scénarii ont alors été envisagés afin d’expliquer ce
phénomène. Le scénario possédant le plus de crédibilité est une déformation du cœur par gerbage, c’est à
dire une déformation centrifuge du réseau, entrainant des variations rapides de réactivité. Pour corroborer
cette hypothèse, lors des essais ultimes, une expérience de déformation a été réalisée.
L’objectif du stage est de modéliser les déformations du cœur de plusieurs manières avec le code MonteCarlo TRIPOLI4 couplé aux géométries ROOT (CERN). Les hypothèses de déformations mécaniques sont
issues du code de calcul HARMONIE. Les compositions des assemblages du cœur utilisées pendant l’essai
sont calculées par le code déterministe ERANOS. Les résultats théoriques seront alors comparés avec les
résultats expérimentaux afin d’apporter des éléments de validation à l’hypothèse de gerbage.
IRSN Cadarache (St Paul Lez Durance, 13)
Validation du modèle d’injection d’eau dans un cœur fortement dégradé.
La mission se déroule au sein de l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) sur le Centre
d’Etudes Nucléaires de Cadarache. L’IRSN assure le rôle d’appui technique pour l’Autorité de Sureté Nucléaire
en matière d’expertise sur les risques nucléaires et radiologiques, notamment pour les accidents graves. Un
accident grave est un évènement, dont la probabilité d’occurrence est très faible, qui abouti sur la fusion
partielle (ou totale) du cœur du réacteur. Pour refroidir le cœur et stopper la dégradation, l’injection d’eau,
appelée renoyage, peut être utilisée si la source d’eau est renouvelée. Afin d’étudier le modèle de renoyage,
l’IRSN l’a implémenté dans son code thermo-hydraulique ICARE/CATHARE qui permet de réaliser des études
de sûreté.
La mission s’inscrit dans le cadre de la validation du code ICARE/CATHARE, plus particulièrement du modèle
de renoyage d’un cœur fortement dégradé. L’objectif est de construire des jeux de données de l’expérience
PRELUDE (expérience qui simule le renoyage du cœur) sous ICARE/CATHARE. Ensuite, l’interprétation
des résultats (par comparaison expérience/calcul) et l’étude d’impact des paramètres (température,
vitesse d’injection d’eau) sur les résultats seront effectuées. La finalité de la mission est de proposer des
conclusions sur les effets positifs et négatifs du renoyage d’un cœur fortement dégradé.
IRSN (Fontenay-aux-Roses, 92)
Modélisation CATHARE du Réacteur à Haut Flux (RHF) de Grenoble.
En sa qualité de support technique à l’autorité de sûreté, l’IRSN est chargé de l’évaluation de sûreté des
réacteurs d’expérimentation français. Dans le cadre d’un prochain réexamen de sûreté du réacteur de
recherche RHF, l’IRSN voudrait disposer d’un modèle capable de simuler des transitoires accidentels.
L’objectif du stage est de développer ce modèle à l’aide du code de thermo-hydraulique CATHARE. A partir
des documents de l’exploitant (plans, rapport de sûreté...), il s’agit de reproduire la géométrie du circuit
primaire (cœur, échangeurs, pompes...), les structures chauffantes et le contrôle-commande. Le modèle
est ajusté pour obtenir les conditions de fonctionnement à pleine puissance du réacteur (57 MW). Par la
suite, le modèle permet d’étudier le comportement du réacteur lors de transitoires tels que des brèches ou
des pertes d’alimentation électrique (analyse du comportement en convection naturelle).
DCNS (Indret, 44)
Développement des outils de simulation dans le projet FLEXBLUE.
DCNS est un leader mondial du naval de défense et un innovateur dans l’énergie. Son activité s’étend de la
conception jusqu’au retrait du service. Dans le cadre du développement de ses activités dans le nucléaire
civil, DCNS étudie le prototype FLEXBLUE d’une unité immergée de production d’énergie électronucléaire de
petite puissance. Ce concept est en phase de faisabilité et s’associe dans des programmes de travaux avec
les principaux acteurs du nucléaire tels AREVA et le CEA.
Ce stage s’inscrit tout particulièrement dans les travaux de définition de cycle eau/vapeur thermodynamique
(dérivé de Rankine) permettant de répondre aux différentes exigences et contraintes comme
l’emménagement, le niveau de puissance, le coût ou le rendement attendu. Au sein de la branche DIEP
(Division Ingénierie Energie Propulsion), la démarche lors de cette mission est dans un premier temps de
construire et/ou consolider les modèles numériques traduisant le comportement thermodynamique des
composants et du circuit secondaire en y intégrant également des corrélations de dimensionnement et de
coûts. Dans un second temps, il s’agit de réaliser des études d’architecture et de définition de paramètres
afin de tendre vers une optimisation technico-économique. Ces études s’appuient également sur des
échanges et consultations de fournisseurs.
Mercredi 29 août 2012
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Salle A001
IRSN (Fontenay-aux-Roses, 92)
Conception des réacteurs de Génération III en réponse aux exigences de sûreté
françaises et américaines.
La Division du Développement à l’International (DDI) est chargée de partager le savoir-faire de l’IRSN et de
faire avancer la sûreté nucléaire partout dans le monde notamment auprès des autorités de sûreté et de
leurs appuis techniques. A ce titre, la DDI s’intéresse, afin de fournir un support technique dans le cadre de
prestations à l’international, aux orientations choisies par les concepteurs Westinghouse, avec l’AP1000,
et AREVA, avec l’EPR, pour répondre aux exigences de sûreté spécifiques aux règlementations nationales.
Au travers de la réglementation des Etats-Unis et des directives techniques françaises notamment,
un exercice de comparaison des exigences règlementaires et des solutions de conception est réalisé.
Dans un premier temps, il faut aborder le cadre règlementaire dans ces deux pays. Ensuite, les modèles
des réacteurs de troisième génération conçus dans ces deux pays sont étudiés à partir des documents
supports à l’autorisation de construction au travers des options de sûreté retenues et des systèmes mis en
place pour y répondre. Enfin, certains systèmes spécifiques sont analysés afin de détailler les similitudes
et différences découlant des approches spécifiques aux Etats-Unis et en France.
Juin 2012 - service de la communication
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