MINES NANTES PROJETS de fin d étude Option STAR Systèmes et Technologies Associés aux Réacteurs Nucléaires 24, 25, 26 juin et 2 septembre 2013 > Amphithéâtre Georges Besse 24 juin 2013 / Amphithéâtre Georges Besse 10h15 EDF R&D (Clamart 92) Quantification des incertitudes relatives aux flux dans le cadre du développement d un nouvel outil d évaluation de la fluence cuve. Le site de Clamart est le siège de la R&D d EDF et y abrite les fonctions centrales ayant pour objectif de contribuer à l amélioration de la performance des unités opérationnelles du Groupe et de préparer les relais de croissance à moyen et long terme. La cuve d un réacteur nucléaire est un élément irremplaçable dont la durée de vie conditionne celle de la centrale. Le flux de neutrons d énergie supérieure à 1 MeV reçu par la cuve est un indicateur de sa fragilisation sous irradiation. Afin de suivre ce flux, EDF R&D a développé un outil appelé EFLUVE3D reposant sur l utilisation de matrices d importance. Dans ce contexte, le stage se déroule au sein du groupe «sûreté et physique du cycle» appartenant au département SINETICS (SImulations NEutroniques, Technologies de l Information et Calculs Scientifiques) de la direction R&D d EDF à Clamart. L objectif de l étude est de mettre au point un utilitaire en C++ se basant sur une nouvelle méthode développée par le CEA/SERMA afin de calculer la propagation des incertitudes liées à l utilisation de matrices d importance construites avec une source de référence mais utilisées avec des sources neutroniques issues de l exploitation.
11h30 AREVA/Intercontrole (Chalon Sur Saone, 71) Amélioration d une méthode monocapteur de reconstruction de surface. Intercontrôle, filiale d AREVA, est spécialisée dans le contrôle non destructif (CND) de composants de centrales nucléaires. En plus d inspections en service, Intercontrôle exerce ses compétences en études et développement, qualification de procédés, ventes de logiciels et d équipements destinés aux secteurs de l énergie, mais également du transport, de l aéronautique ou du spatial. Intercontrôle est le leader mondial dans le contrôle des cuves de réacteur à eau sous pression. Le stage se place dans le cadre du développement d une méthode de reconstruction tridimensionnelle de surface par une technique monocapteur. Elle sera à terme utilisée pour effectuer des contrôles visuels automatisés de composants. Le principal objectif du stage est d améliorer le procédé en ajoutant l utilisation de lumière structurée. Dans un premier temps, le stage consiste à la réalisation d une étude paramétrique de la méthode avec lumière structurée afin de déterminer une configuration optimale. Ensuite, l objectif est l optimisation de la technique utilisée en travaillant sur l acquisition et le traitement numérique. Enfin, en dernière partie, une démonstration des performances est réalisée dans les conditions de 2 applications concrètes de contrôle en service. 14h00 AREVA TA (Aix en Provence, 13) Evaluation des marges thermohydraulique sur les Réacteurs de Recherche Approche statistique. La mission se déroule chez AREVA TA sur le site d Aix-en-Provence au sein du Business Group «réacteurs et services» et du département «Thermohydraulique, physique du combustible». Ce département travaille sur les réacteurs nucléaires de propulsion navale et également sur la conception des réacteurs de recherche. Les études thermohydrauliques de sûreté visent à garantir l intégrité de la première barrière de confinement (combustible) via les études de réfrigération du cœur. En ce sens, les incertitudes sur l ensemble des paramètres d intérêt sont à intégrer à l analyse, en particulier les incertitudes des modèles physiques et des données technologiques. L objet du stage est d évaluer le poids de ces différentes incertitudes (géométrie, modèles physiques, répartition de puissance dans le cœur) sur les performances d un réacteur expérimental. Une comparaison entre les méthodes déterministes (cumul additif de toutes les incertitudes) et les méthodes statistiques (cumul quadratique, méthode type Monte Carlo) est à réaliser afin de mettre en évidence les marges sur les critères de sûreté apportées par les approches statistiques de propagation des incertitudes. Ces marges gagnées permettraient de réduire les coûts de construction tout en garantissant la sûreté. Les codes de thermohydraulique CATHARE et FLICA seront utilisés pour ces études. Le cas d application étudié sera le RJH. 15h15 Assystem (Tours, 37) Conception d un outil de modélisation d inondation interne d un bâtiment. Assystem est né de la fusion d Atem, créée en 1966 et spécialisée dans l organisation de la mise en service d unités industrielles (nucléaire, sidérurgie,...) et d Alphatem, filiale commune avec Cogema créée en 1994 et dédiée au nucléaire. Fort de 45 ans d expérience, Assystem est désormais un partenaire de référence pour les plus grands groupes industriels mondiaux. Le groupe emploie 11000 collaborateurs à travers le monde et a réalisé un chiffre d affaires de 855 M en 2012. Dans le cadre de la sûreté des installations nucléaires, les phénomènes mettant à l épreuve l intégrité de ces installations (accident aérien, séisme, incendie, inondations) doivent être étudiés. Le projet consiste à concevoir un outil de modélisation des inondations internes (généralement dues à une fuite ou rupture de tuyauterie du circuit d eau) d un bâtiment du site de l EPR de Flamanville. Cet outil doit être en mesure de déterminer le niveau maximal d eau atteint dans les locaux du bâtiment, ainsi que le temps de remplissage, avant que l inondation interne ne pose des problèmes de sûreté. De plus, afin de pouvoir utiliser cet outil ailleurs qu à Flamanville, il doit être développé en posant de nombreuses variables (nombre de salles, volume des salles, diamètre des canalisations)
9h00 25 juin 2013 / Amphithéâtre Georges Besse EDF CNEPE (Tours, 37) Modélisation et optimisation de chaîne de refroidissement de sûreté. Le Centre National d Equipement de Production d Electricité (CNEPE) est le centre d ingénierie d EDF chargé de fournir les produits et services d ingénierie concernant les installations de l îlot conventionnel et de la source froide des centrales nucléaires. Dans le cadre de la construction de l EPR Flamanville 3 et des nouveaux projets nucléaires à l international, EDF doit proposer un design de centrale optimisé en termes de sûreté et de faisabilité technique. L objectif du stage est d évaluer plusieurs outils de modélisation et d optimisation thermo-hydraulique de la source froide de sûreté pour les nouveaux projets d EDF. On peut notamment citer le code Flowmaster distribué par Engine Soft, les codes SERS et TEFERI, développés en interne par EDF.Cette évaluation passe par l étude des fonctionnalités offertes par les outils de modélisation et le développement de programmes utilitaires en VBA pour l étude du fonctionnement des matériels de la source froide. L outil jugé le plus pertinent sera alors utilisé pour les avant-projets sommaires en cours d EDF et fera l objet de la rédaction d un guide d utilisation. Il s agit au final de proposer une méthodologie pour la conception de l architecture de la source froide et le dimensionnement des différents circuits et échangeurs de chaleur. 10h15 EDF/CNEN (Montrouge, 92) Mis à jour du simulateur EPR. Le Centre National d Equipement Nucléaire (CNEN) est en charge des projets du nouveau nucléaire en France et à l international (Etats-Unis, Chine, Royaume-Uni...). L EPR (European Pressurized Reactor), réacteur de génération 3 est donc le fer de lance de l unité. En plus du pilotage global du projet, le CNEN assure plus particulièrement la conception détaillée de l ilot nucléaire. Le groupe «Contrôle-Commande Simulation Imagerie» (groupe CSI), au sein duquel se déroule le stage, est chargé de l étude et de la conception du simulateur du réacteur EPR. Les objectifs du simulateur sont de pouvoir former les futurs opérateurs de l EPR, de réaliser des essais sur le comportement de l installation nucléaire et sur les Facteurs Humains, et d être un appui à l ingénierie. Le but du stage est de participer à la mise à jour du simulateur à la configuration EAC (Essai en Arrêt à Chaud). Pour cela, les modifications (contrôle-commande et procédé) à apporter sur chaque système élémentaire sont implémentées sur la base des documents de conception de l EPR. Ensuite des scénarii de tests fonctionnels doivent être rédigés pour être déroulés sur le simulateur ainsi modifié, afin de s assurer qu il représente le plus fidèlement possible le fonctionnement de la tranche tel que prévu dans les études de conception. 11h30 Autorité de Sûreté Nucléaire (Lyon, 69) Révision des autorisations de prélèvements d eau et de rejets de la centrale nucléaire de Saint-Alban Saint-Maurice. L Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) assure, au nom de l État, le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France. Conformément à l article 26 du décret du 2 novembre 2007 de la loi TSN relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, l exploitant d une centrale nucléaire ne peut mettre en œuvre son projet sans accord de l ASN. Ceci concerne également les demandes de modifications temporaires de l installation et des règles générales d exploitation. Au sein de la division de Lyon de l ASN, ce stage a pour objectif principal l instruction du dossier de demande de modifications des autorisations transmis par l exploitant. Les projets de prescriptions, objets du stage, sont établis en accord avec la réglementation en vigueur sur la base d études fournies par l exploitant et enrichis au moyen d échanges avec les inspecteurs de l ASN, l exploitant et les services de l Etat concernés. Les autorisations seront accordées par décisions fixant les limites et les modalités des prélèvements d eau et des rejets.
14h00 DCNS (Nantes, 44) Contribution à l optimisation du système de conversion d énergie couplé à un petit réacteur nucléaire électrogène. 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, EDF et le CEA. 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, le dimensionnement et le coût des différents composants formant le cycle secondaire du FLEXBLUE en s appuyant sur diverses normes (HEI : Heat Exchange Institute, EDF, CODAP). Dans un second temps, le but est de tendre vers un dimensionnement optimal du prototype FLEXBLUE en se référant aux diverses données technico-économiques fournies par les simulations statiques du cycle. En dernier lieu, il s agit de mener une analyse technico-économique du cycle entier afin de déterminer les conditions de fonctionnement optimum pour chaque composant et ainsi, obtenir un prix de production du kilowatt-heure le plus intéressant possible en vue de la commercialisation du système. 15h15 Steag Energy Services GmbH, Essen (Germany) Calculation of the activation of structural materials in a pressurized water reactor with ATTILA. As Germany s fifth largest electricity generator, Steag carries out projects in the area of construction and modernization of fossil fuel-fired and nuclear facilities. Its nuclear technologies division is providing engineering services in the fields of safety and radiation protection calculations, planning and construction of radioactive waste storage facilities and also decommissioning and dismantling of nuclear facilities. With the 2022 German deadline for all nuclear power plants to be shut down, the division intends to increase its competencies in the latter domain. In this context, the internship aims at calculating the neutron activation of structural materials in the reactor vessel and the surrounding structures: such calculations can be used during the dismantling process to evaluate the number and type of nuclear waste containers or to determine the dose rate of activated material which gives a quantitative idea of the radiological risks. The first step of this internship is to compute the neutron flux distribution with the use of the deterministic code ATTILA and compare it with the given Monte- Carlo code MCNP results. In the second step, the new Fornax module of ATTILA is used to estimate the nuclear activation in the different structural materials. 26 juin 2013 / Amphithéâtre Georges Besse 9h00 AREVA NP (Lyon, 69) Etude de la propagation de la réaction sodium-eau dans les générateurs de vapeur d 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 mettre au point un concept industriel de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium : le Sodium Fast Reactor. La réalisation d un démonstrateur de cette filière, appelé ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), est prévue à l horizon 2025. Ce stage se déroule au sein du département mécanique du business group «Engineering & Projects». Il consiste à étudier l impact et la propagation de la réaction sodium-eau (RSE) exothermique en cas de fuite au sein des générateurs de vapeurs (GV), interface entre les circuits de sodium et d eau. Les missions sont tout d abord de prendre en main les codes de calculs Mectub et Propana, qui modélisent les dommages aux tubes provoqués par la RSE. Des scénarii de propagation de RSE seront ensuite déterminés en fonction de la position de la brèche initiale dans le GV, ainsi que le nombre de tubes rompus en fonction du temps. Enfin, ces résultats seront mis en parallèle avec les performances des systèmes de détection de RSE et les conséquences sur la sûreté seront analysées.
10h15 EDF-DPN (Chooz, 08) Optimisation du pilotage en réglage secondaire de fréquence. Le Centre Nucléaire de Production d Electricité (CNPE) de Chooz est l une des 19 centrales exploitées par EDF, premier producteur mondial d électricité d origine nucléaire. Implantée dans les Ardennes, elle est constituée de deux réacteurs de 1450MWe. Dans une optique d amélioration continue, l objectif du stage consiste à analyser puis optimiser le pilotage pour un type de transitoire demandé par le réseau électrique : le réglage secondaire de fréquence. Egalement appelé téléréglage, ce programme contribue à réduire rapidement les écarts de puissance entre demande et disponibilité. Le but est de créer une fiche pratique à usage des opérateurs en salle de commande, et d étudier la faisabilité d une augmentation de la puissance de participation du réglage secondaire de fréquence. La première étape réside en une analyse du retour d expérience sur le palier N4 (CNPE Chooz et Civaux). Lors de cette phase, les scenarios problématiques sont identifiés. En parallèle, la rédaction de la fiche pratique commence. La seconde partie est dédiée aux simulations neutroniques (via le logiciel SimuN1D), qui permettent d évaluer la réponse du système. Le travail consiste ensuite à mettre en place, suivre, et analyser des essais sur le site en fonctionnement. La décision finale concernant l augmentation de participation peut alors être prise, et la note de pilotage est rendue opérationnelle. 11h30 EDF CNPE du Blayais (Braud et Saint-Louis, 33) Déclinaison opérationnelle des évolutions (Post-Fukushima) du référentiel national de crise dans l organisation locale de crise. EDF, premier producteur et fournisseur d électricité (principalement d origine nucléaire) en France et dans le monde, est présente dans plus de 30 pays: en Europe, Amérique et en Asie, tant dans la production et la distribution d électricité que dans les services. Le stage se déroule au Centre Nucléaire de Production d Electricité (CNPE) du Blayais, au sein du service Qualité, Sécurité, Prévention des Risques. En situation d urgence, il peut être nécessaire de mettre en place des matériels pour assurer la sûreté des installations. Ces matériels ont un rôle primordial dans la gestion technique de la crise. De plus, une inspection internationale, axée sur l opérabilité de l organisation de crise dans son ensemble (matériel, locaux, etc), et une seconde nationale, orientée contrôle de conformité du fond documentaire et suivi des actions, auront lieu en fin d année. La mission de stage a pour but de faire progresser l opérabilité de la mise en œuvre des matériels précités. La garantie de cette opérabilité dépend : de la formation des agents d astreinte, de la disponibilité de ces matériels, d une documentation opératoire à jour, des outillages nécessaires à la mise en place (manutention, alimentation autonome, etc). Cette mission contribue majoritairement à la préparation de ces deux inspections. 14h15 Areva TA (Aix-en-Provence, 13) Calcul de fluence neutronique dans les absorbants mobiles d un cœur de propulsion navale. Intégré au pôle Réacteurs & Services d AREVA, AREVA TA est essentiellement présent sur les marchés de la défense et du transport. Sa mission principale est de concevoir, réaliser et entretenir les chaufferies nucléaires destinées aux sous-marins et porte-avions de la marine française. Au sein de l unité de production «Neutronique, Sûreté et Criticité», le projet s inscrit dans le cadre d études de conception menées sur la prochaine génération de cœurs qui équiperont le porte-avions Charles de Gaulle. L objectif de ce stage est de développer de nouveaux outils de post-traitement des données permettant de calculer la fluence neutronique dans les absorbants mobiles d un cœur de propulsion navale. L outil de posttraitement MURENA2, développé et utilisé par Areva TA, ne permet pas actuellement de réaliser ce calcul. Or, la fluence reçue par les matériaux d un milieu entraine des déplacements atomiques qui peuvent, à terme, altérer leurs propriétés mécaniques. L étude de ces données permettra donc de valider le dimensionnement mécanique de ces composants et renforcera les études de sûreté de ces chaufferies. La mission comprendra une première étape de développement, suivie par une phase de validation des résultats obtenus et se terminera par le calcul de fluences, qui seront transmises à l équipe en charge des calculs de tenue mécanique. Soutenance confidentielle
15h15 AREVA NP (Paris, La Défense, 92) Spectre de brèches de Masses et Énergies Libérées lors d une Rupture de Tuyauterie Vapeur. AREVA NP est une entité du groupe AREVA, leader mondial du secteur nucléaire. Ce stage a lieu au sein de la section PEPRB-F de la Direction Ingénierie et Projets, section chargée des études d accidents de thermohydraulique pouvant intervenir sur les différents paliers des réacteurs à eau pressurisée. L objectif est d analyser, au moyen de simulations, l impact de la taille de brèche en cas de rupture de tuyauterie vapeur sur les masses et énergies libérées et la pression enceinte dans une centrale de palier 1300 MWe, de vérifier les critères de sûreté. Les circuits primaire et secondaire, ainsi que le contrôle commande, d une centrale de palier 1300 MWe sont modélisés. Une brèche en sortie d un générateur vapeur côté secondaire est simulée pour le transitoire. Un aggravant de défaillance d arrêt automatique de la pompe primaire de la boucle du générateur vapeur affecté est ajouté (la pompe ne s arrête pas). Les calculs sont réalisés par deux codes de thermo-hydraulique (MANTA et CONPATE4). Une sensibilité à la taille de brèche, et une analyse de la physique du transitoire, permet d évaluer son impact sur les masses et énergie libérées et sur le pic de pression enceinte afin de pouvoir déterminer la taille de brèche la plus pénalisante. 2 Septembre 2013 / Amphithéâtre Georges Besse 10h15 AREVA NP (Lyon, 69) Recherche et optimisation neutronique de nouveaux matériaux pour des grappes de contrôle. AREVA NP, entité du groupe AREVA, leader mondial de l énergie nucléaire, fournit les grappes de contrôle des réacteurs du parc français. L augmentation du prix d un des matériaux composants ces grappes (l argent) ainsi qu une future réglementation sur un autre (le cadmium) poussent AREVA à en développer de nouveaux. Le projet se déroule au sein du département neutronique «FDN-F» (Fuel Design Neutronic) au sein de la «FMBU» (Fuel Manufacturing Business Unit). L objectif de la mission est donc d effectuer des calculs de réactivité afin de trouver des matériaux de remplacement, et d obtenir des grappes aux performances neutroniques équivalentes à celles présentes sur le parc actuellement. Dans un premier temps, la mission consiste à déterminer quels matériaux peuvent être utilisés, en se basant sur des études internes déjà réalisées et sur ce que fait la concurrence, notamment russe. Une fois ces matériaux choisis, plusieurs simulations seront réalisées afin de déterminer quelle composition leur donner pour obtenir les performances souhaitées, leur perte d efficacité en fonction de leur présence sous flux neutronique et d évaluer leur activation après usage pour pouvoir déterminer le type de stockage. 14h00 Double diplôme avec Shanghai Jiao Tong University EDF R&D Département SINETICS (Clamart, 92) Evaluation du code MAAP5 comme un outil de crise pour la simulation du terme source en accidents graves. Un accident grave peut être caractérisé par une perte de réfrigérant cumulé à la fusion partielle ou complète du cœur du réacteur. Pendant l accident grave, un outil de crise permet à l équipe de crise de simuler le comportement du réacteur et l impact des différents systèmes de mitigation sur le déroulement de l accident. Le module REJETS de la chaîne CRISALIDE est actuellement utilisé pour pronostiquer le terme source relâché dans l environnement, avec deux modes de fonctionnement : un mode autonome pour lequel les conditions limites sont saisies indépendamment du transitoire thermohydraulique, et un mode chaîné qui couple les résultats fournis par le module de thermohydraulique avec les modèles de relâchement des PF jusqu aux rejets dans l environnement. De plus, REJETS propose le calcul du terme source pour un accident de manutention du combustible en piscine. L objectif principal du stage est d évaluer la capacité de MAAP5 (Modular Accident Analysis Program) à se substituer au module REJETS dans l étude du terme source pour les deux modes de fonctionnement et pour l accident de manutention du combustible.
Automne 2013 Double diplôme avec l Ecole Polytechnique de Montreal CEA Cadarache (Saint Paul Lez Durance, 13) Étude des performances de solveurs déterministes sur un cœur rapide à caloporteur sodium. Le projet ASTRID, fruit d une coopération entre les principaux acteurs de l énergie nucléaire en France, à savoir AREVA, EDF et le CEA, est un nouveau concept de réacteur rapide à caloporteur sodium, et devrait voir le jour à l horizon 2020. Le site de Cadarache du CEA est historiquement lié au développement de ce concept, à travers les expériences passées Rapsodie, Phénix et Superphénix. Le but de cette mission est de contribuer à évaluer les performances des grandes classes de méthodes de résolution déterministe de l équation du transport en vue des études de conception détaillées du prototype ASTRID. Ces grandes classes se distinguent par un traitement spécifique de la variable angulaire et leur implémentation dans les codes de calcul par des méthodes de résolution en espace différentes (méthodes nodales variationnelles, éléments finis). Les différents solveurs transport 3D disponibles au CEA et à Polytech Montréal ont été mis en œuvre et comparés sur un benchmark représentatif d ASTRID permettant d évaluer leur capacité en termes de précision, de rapidité, et de stabilité. En particulier, les effets de barre de contrôle et de vidange sodium représentent les points délicats du nouveau design, et il est donc crucial de pouvoir les calculer précisément. Juin 2013 - service de la communication