1. Cadre général

L’IRSN est le soutien technique de l’autorité de sûreté nucléaire en France. Il a en charge l’analyse critique des dossiers de sûreté présentés par les exploitants d’installations nucléaires, et en particulier ceux présentés par Electricité de France.
Electricité de France justifie la sûreté de ses réacteurs nucléaire au travers d’études d’accidents : des séquences accidentelles type sont étudiées de façon à vérifier qu’elles permettent le respect des critères de sûreté associés. Ainsi, pour un accident de rupture d’une tuyauterie du circuit primaire de refroidissement (accident de perte de réfrigérant primaire ou APRP), l’évolution des conditions thermohydrauliques dans le réacteur est calculée à l’aide du code CATHARE. Un maximum de température de gaine atteint au cours du transitoire est estimé, et comparé au critère de sûreté, qui dit que le maximum de température de gaine ne doit pas dépasser 1204°C.
Les études réalisées doivent respecter un certain nombre de règles d’études. Ainsi, compte tenu du fait :
 que les conditions de fonctionnement d’un réacteur sont connues avec une précision limitée,
 que les modèles du code sont affectés d’une certaine incertitude,

il est demandé à l’exploitant d’estimer l’impact de ces incertitudes dites "de base" sur la réponse du code.
Dans sa version standard, appelée également "best-estimate", le code calcule pour un transitoire APRP, le maximum de température de gaine PTGbe. On cherche à estimer, compte tenu des incertitudes de base, le maximum de température de gaine avec un taux de recouvrement de 95% (PTG95), c’est-à-dire le pic de température de gaine qui enveloppe 95% des résultats possibles en faisant varier les paramètres de base dans leur domaine d’incertitude. Le PTG95 est ensuite comparé au critère de sûreté.
Deux problèmes se posent alors :
 comment estimer les plages de variations des modèles du code ?
 comment estimer l’impact de ses modèles sur la réponse du code ?

Le stage sera consacré au second point.

2. Contenu du stage

On supposera que les plages de variations des différents paramètres « incertains » sont parfaitement connues.
L’objectif est d’étudier la propagation des incertitudes de ces paramètres d’entrée sur la réponse du code de calcul, pour un transitoire d’APRP par grosse brèche, compte tenu du fait que :
 Le temps de calcul d’une séquence accidentelle est de l’ordre de 10 heures, ce qui rend inapplicable une méthode de Monte Carlo,
 On cherche à connaître avec un haut niveau de confiance la valeur enveloppe de 95% des résultats possible du code, la connaissance précise de la distribution de la réponse du code autour de la valeur moyenne étant sans intérêt. On s’intéresse donc à la queue de distribution,
 Le problème étudié est fortement non linéaire en fonction des paramètres d’entrée. En particulier, les combinaisons de paramètres conduisant au maximum de température de gaine ne sont pas connues a priori et ne correspondent pas forcément aux bornes des domaines d’incertitude.

En vue de la construction d’un modèle empirique du code (surface de réponse), il convient d’identifier, dans l’hyperespace de variation des paramètres d’entrée, les zones d’intérêt pour l’évaluation du PTG95. Pour cela, le stage se déroulera de la façon suivante :
 Familiarisation avec les réacteurs nucléaire de production, les transitoire d’APRP et le code CATHARE,
 Exploitation statistique de transitoires CATHARE dont dispose l’IRSN, correspondants chacun à un tirage aléatoire des valeurs des paramètres d’entrée dans leur domaine de variation. Le cas échéant, cette base de calculs de sensibilité pourra être complétée par de nouveaux calculs CATHARE.
 Identification des « zones » d’intérêt pour la construction d’un modèle empirique.

3. Localisation

Le stage, d’une durée de 6 mois, se déroulera au sein du service d’évaluation des cœurs, de la conduite et des accidents (SECCA) du département d’évaluation de sûreté, au CEA de Fontenay aux Roses (92).