Le système de logiciels ASTEC

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 MC3Dde l'IRSN) et la tenue mécanique de l'enceinte de confinement (qui est traitée à l'IRSN par le logiciel CAST3M du CEA).

Chaque module (décrit 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

• 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…)

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 du corium et des gaz chauds sur les murs du puits de cuve après la rupture de la cuve ; 
• La combustion de l'hydrogène et du monoxyde 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 V3.1 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 avaient été intégrées dès 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, en lien notamment avec le déroulement des programmes expérimentaux Phébus CSD et Phébus PF [5] et [6].

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 simulant, 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-ROSAU (Argonne National Laboratories, USA), OECD STEM/OECD STEM2 (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 contribuent 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 ou plus récemment dans le cadre du projet ASCOM.

Enfin, le logiciel est régulièrement utilisé pour des simulations d’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. Ces tâches de validation à l’échelle du réacteur concernent principalement la tranche 2 du réacteur américain de Three-Mile-Island (TMI-2) dont le cœur a partiellement fondu 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. 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 pour l’analyse de sûreté des réacteurs hors accident grave 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.

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 et KINS en Corée du sud.

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.

ASTEC est largement impliqué dans les projets internationaux consacrés à la sûreté nucléaire. Ainsi ASTEC est utilisé pour réaliser une partie des calculs dans les projets Européens dédiés à l’étude des SMR « Small Modular Reactor » tels que PASTELS (dédié à l’étude des systèmes passifs [16]), ELSMOR [17] et plus récemment SASPAM sur la mitigation des accidents graves dans les SMR [18]. ASTEC est également utilisé comme outil de calcul dans d’autres projets Européens tels que MUSA (Incertitude et gestion des accidents graves [19]) ou SAMHYCO-NET project (irsn.fr) concernant le risque d’explosion hydrogène en phase tardive d’accident grave et les moyens de détecter ce risque. 

Par ailleurs ASTEC est au centre du projet Européens ASSAS débuté en novembre 2022 pour une période de 4 ans. Ce projet coordonné par l’IRSN (renseignements auprès de bastien.poubeau@irsn.fr) rassemble à la fois la communauté scientifique autour des accidents graves mais aussi des organismes spécialisés dans les méthodes numériques employées en Intelligence Artificielle (IA) ainsi que le spécialiste Espagnol des simulateurs de centrale (Technatom). L’objectif de ce projet ambitieux est de créer une preuve de concept d’un simulateur accident grave sur la base d’ASTEC. Pour cela il est ainsi prévu d’une part de développer la partie graphique du simulateur mais également de mettre en œuvre des techniques d’optimisation « classiques » ainsi que des techniques issues de l’IA pour accélérer les calculs afin d’atteindre les objectifs de performance d’ASTEC requis pour une utilisation en simulateur. 

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. 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 régulièrement par l’IRSN.

Côté validation, ASTEC intègrera 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 sur les exercices standards de l’OCDE, ainsi que sur les programmes en cours à l’étranger tels que les programmes OECD ESTER et THEMIS sur les aspects Terme Source ou ROSAU sur l’interaction corium-béton sous eau.

Par ailleurs ASTEC sera enrichi des modèles et fonctionnalités permettant de prendre en compte de nouveaux types d’installation à venir comme les SMR, de nouveaux matériaux comme les ATF « Advanced Tolerant Fuel » ou de nouveaux types d’installation comme celles de retraitement du combustible.

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).

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

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

[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]  L. Carénini, F. Fichot, N. Bakouta, A. Filippov, R. Le Tellier, L. Viot, I. Melnikov, P. Pandazis, Main outcomes from the IVR code benchmark performed in the European IVMR project, Annals of Nuclear Energy, Volume 146, 2020, 107612, ISSN 0306-4549

[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

[16] PAssive Systems: Simulating the Thermal-hydraulics with ExperimentaL Studies - Home (pastels-h2020.eu)

[17] ELSMOR Towards European Licencing of Small Modular Reactors | ELSMOR Project | Fact Sheet | H2020 | CORDIS | European Commission (europa.eu)

[18] SASPAM Safety Analysis of SMR with PAssive Mitigation strategies - Severe Accident | SASPAM-SA Project | Fact Sheet | HORIZON | CORDIS | European Commission (europa.eu)

[19] MUSA – MANAGEMENT AND UNCERTAINTIES OF SEVERE ACCIDENTS (musa-h2020.eu)