EP2203854A1 - Procede de determination d'une evolution temporelle d'un accident qui survient dans une installation a risques - Google Patents

Procede de determination d'une evolution temporelle d'un accident qui survient dans une installation a risques

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Publication number
EP2203854A1
EP2203854A1 EP08842059A EP08842059A EP2203854A1 EP 2203854 A1 EP2203854 A1 EP 2203854A1 EP 08842059 A EP08842059 A EP 08842059A EP 08842059 A EP08842059 A EP 08842059A EP 2203854 A1 EP2203854 A1 EP 2203854A1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
installation
source
data
radiation
point
Prior art date
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Withdrawn
Application number
EP08842059A
Other languages
German (de)
English (en)
Inventor
Véronique MASSE
Maurice Chiron
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA, Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of EP2203854A1 publication Critical patent/EP2203854A1/fr
Withdrawn legal-status Critical Current

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Classifications

    • G—PHYSICS
    • G08—SIGNALLING
    • G08B—SIGNALLING OR CALLING SYSTEMS; ORDER TELEGRAPHS; ALARM SYSTEMS
    • G08B21/00—Alarms responsive to a single specified undesired or abnormal condition and not otherwise provided for
    • G08B21/02—Alarms for ensuring the safety of persons
    • G08B21/12—Alarms for ensuring the safety of persons responsive to undesired emission of substances, e.g. pollution alarms
    • G—PHYSICS
    • G08—SIGNALLING
    • G08B—SIGNALLING OR CALLING SYSTEMS; ORDER TELEGRAPHS; ALARM SYSTEMS
    • G08B31/00—Predictive alarm systems characterised by extrapolation or other computation using updated historic data

Definitions

  • the invention relates to a method for determining the temporal evolution of an accident occurring in a risk facility (s).
  • Risk facility means a building or group of buildings in which processes are in progress and that pose risks to humans and / or the environment. It can be, for example, a nuclear installation or a chemical installation.
  • the source term is a set of data that describes a source or sources that are identified as emitting harmful substance (s) in the installation, following the accident.
  • the consequences of a time-varying accident usually tend to worsen with the passage of time. This is for example the case of a fire that spreads in a building.
  • one or more sources emit harmful substances in this installation.
  • the term "noxious substance” will be as radioactive radiation such as is, for example, gamma radiation or neutron emission.
  • the term “harmful substance” will be understood as, for example, an emission of harmful gas such as carbon monoxide.
  • the method of the invention avoids the disadvantages mentioned above.
  • the invention relates to a method for determining a temporal evolution of an accident that occurs within a risk facility (s) in which at least one process takes place, characterized in that includes:
  • a diagnostic step during which time variations of the calculated quantities are calculated and after which, after comparing the calculated temporal variations with reference criteria, a data of feasibility or non-feasibility of intervention in the installation is issued.
  • Feasibility data or non-feasibility of intervention in the installation means data that may allow or not allow the triggering of an intervention in the facility.
  • the diagnostic step advantageously makes it possible to estimate the future evolution of the risks incurred in the installation over a predefined and configurable time horizon.
  • the calculation of the feasibility of an intervention in the installation takes into account the geometrical data of the installation, the previously established cartography of the risks incurred, the previously calculated evolution of these risks and the maximum admissible risk threshold for stakeholders, this maximum permissible risk threshold being predefined and configurable.
  • the method further comprises:
  • step of modifying all or part of the process data and / or all or part of the geometrical data of the installation to obtain process data and / or geometric data of the installation totally or partially modified step of further determining an additional source term on the database of method and / or geometrical data of the plant partially or totally modified so as to calculate an additional flow of the harmful substance emitted by the source, - an additional stage of calculation, in real time, of additional quantities of the deleterious substance emitted present at different points of the installation, from the additional flow and geometric data of the installation, - an additional diagnostic step during which temporal variations of the additional quantities of the harmful substance emitted are calculated and at the end of which, after comparing the additional calculated temporal variations with the reference criteria, a datum of feasibility or non - feasibility of intervention in the installation is issued.
  • the calculation time of the amounts of harmful substances emitted that are present in the installation is advantageously very short.
  • the method of the invention thus makes it possible, in a very short time, to establish a map of the risks incurred in the installation at each point thereof according to a predefined geometric precision and parameterizable.
  • the very short calculation time mentioned above is obtained using a method different from that of the prior art.
  • the calculations carried out in the context of the invention use interpolation of previously tabulated results.
  • the tables thus formed relate characteristics of the source of radioactive radiation, geometric data (such as wall thicknesses) or physical characteristics of materials with the resulting effect on the path of radioactive radiation. In this way, the calculation time is considerably reduced.
  • the calculation of the path of a radioactive particle over a distance of a few tens of meters is thus carried out in a few seconds, a duration which must be compared to the few hours required with the Monte Carlo type software used according to the prior art.
  • the method of the invention applies particularly advantageously in the case where the source term changes over time.
  • the source term includes all the data relating to the source that emits the harmful substance, namely:
  • the method of the invention allows optimal management of the intervention in order to stop the accident in order to limit the impact. on personnel and / or the environment.
  • the provision of a configurable 3D geometric model of the installation also allows an assessment of the coupled risks that may occur at this facility (risks of different natures that can occur simultaneously or consecutively). It is thus possible, for example, to easily determine the evolution of a criticality accident occurring in a nuclear installation following a disaster that could profoundly modify the geometry of the installation such as an earthquake or a fire.
  • the method of the invention can be implemented in a state of crisis, that is to say when a real accident occurs, or outside of any state of crisis, for example when designing a facility or to make modifications to an existing facility or to simulate a state of crisis. You just have to enter fictitious data.
  • the description that follows relates more particularly to the preferred embodiment of the invention according to which the accident is a criticality accident that occurs in a nuclear installation, the harmful substance emitted then being a harmful radiation (gamma radiation and / or emission neutron), the flow rate of the harmful substance emitted being a number of fissions produced per unit time by the source of the harmful radiation and the amounts of harmful substance being radiation doses.
  • the harmful substance emitted then being a harmful radiation (gamma radiation and / or emission neutron)
  • the flow rate of the harmful substance emitted being a number of fissions produced per unit time by the source of the harmful radiation and the amounts of harmful substance being radiation doses.
  • FIG. 1 represents an example of a facility at risk (s) in which an accident with a temporal evolution is likely to occur
  • FIG. 2 represents a general block diagram of a device that implements the method of the invention in the case of an accident;
  • FIG. 3 shows an improvement of the device of the invention shown in Figure 2;
  • FIG. 4 represents a general block diagram of a device that implements the method of the invention in the case of an accident whose input data is changing;
  • - Figure 5 shows an improvement of the device of the invention shown in Figure 4;
  • FIG. 6 represents a detailed view of a particular module of the device of the invention shown in FIGS. 2 to 5;
  • FIG. 7 represents an improvement of the particular module represented in FIG. 6;
  • FIGS. 8-10 show geometric elements that are useful for carrying out the method of the invention
  • FIG. 11 illustrates an example of isodose curves obtained as part of the process of the invention.
  • FIG. 1 represents, symbolically, an example of a risk facility (s) in which an accident with a time evolution is likely to occur.
  • the installation consists, for example, of a multi-storey building, each floor comprising several rooms.
  • Different C nm measurement sensors are distributed in the different parts of the installation.
  • the C nm sensors are intended to perform radiation measurements which make it possible to identify the position of the source or sources that emit a harmful substance and the nature of this harmful substance.
  • the C nm sensors are, for example, gamma sensors or neutron counters.
  • the installation is located in a direct trihedron (x, y, z) such that the z axis is the vertical axis in which the height of the installation is defined and the plane (x, y) is a horizontal plane for installation.
  • FIG. 2 represents the general block diagram of a device that implements the method of the invention in the case where a criticality accident occurs.
  • the device essentially comprises a source term determination module M 3 , a radiation dose calculation module M 0 D and a diagnosis module M D.
  • the modules M 3 , M CD and M D are preferably part of the same MP calculation system, for example a microprocessor or a computer.
  • M 3 identifies the origin of the criticality accident from data that include geometric data GI1, measurements M (t), process data D p and possibly operator data O p .
  • the geometric data GI1 are previously recorded data that describe all or part of the geometry of the installation, namely:
  • the measurements M (t) are delivered by all or part of the various sensors present in the installation.
  • the data D p are descriptive data of all or part of the various processes that take place in the installation, namely the type of active medium, the flow rate, the concentration, etc.
  • the geometric data GI1 and / or method D p are modifiable in order to be able to update the description of the events that occur in the installation. These events may be modifications of the installation itself (new biological screen constructions, demolitions or deteriorations resulting from the current accident) or modifications relating to the processes in progress. As will be specified later, the modification of geometric data GI1 and / or method D p is performed on the basis of operator data O p and / or evolution data E (t).
  • the source term S (t) delivered by the module M 3 comprises all the data relating to the source that emits the harmful radiation, namely:
  • the position of the emitting source is obtained by triangulation, starting from at least one set of at least three sensors of the same nature.
  • the nature of the radiation is obtained by the type of sensor that detects the same radiation (for example, neutron radiation sensors or gamma radiation sensors).
  • the number of fissions that occur as a function of time at the level of the accident is deduced, in a manner known per se, from measurements made by these same sensors and taking into account the geometry and the nature of the constituent elements of the installation (walls, floors, screens, etc.).
  • the geometry and nature of these constituent elements are derived from the 3D geometric model.
  • the geometric data describing the geometry of the equipment in which the process that contains the radiation source takes place, the physicochemical data that characterize the environment in which the source is located and the data describing the source. environment thereof are determined from the data D p and GI1, and possibly Op operator data.
  • Operator data Op are data applied over time, they may be a function of the changes in the process.
  • Operator data includes, among others, all or part of the following data:
  • a dose calculation step is performed by the dose calculation module M CD.
  • the dose calculation step advantageously makes it possible to calculate, in a very short time, from the GI1 data.
  • the source term S (t) and internal data I the radiation doses present in the installation, whether the radiation is a neutron emission or a gamma radiation. This step will be described in detail later, with reference to FIGS. 6 to 10.
  • the dose calculation module M 0 D delivers dose or dose equivalent rate values d ( ⁇ D ) calculated at various points ⁇ D of installation.
  • the dose or dose equivalent dose rate values d ( ⁇ D ) are distributed in dose intervals and constitute I (Z 1 ) data distributed in different Z zones 1 .
  • the values d ( ⁇ D ), distributed or no in dose intervals, are input data of the diagnostic module M D.
  • the diagnostic step implemented by the module M D is a step of analysis of the temporal evolution of the criticality accident in the installation.
  • the time evolution data E (t) are calculated, which are the temporal variations of the dose or dose equivalent rate values d ( ⁇ D ).
  • the temporal evolution data E (t) is compared with Cr reference criteria to determine an intervention path taking into account Cr criteria and the estimated travel time required for an operator to traverse this path, from time required for the same operator to perform the planned operation, and the evolution of the activity of the source for the estimation of the integrated dose on the return time.
  • the method comprises, in parallel with the step of calculating dose or dose equivalent rate, a contamination calculation step.
  • a contamination calculation module M cc determines, from the source term S (t), geometry data GI2 and environment data D E , the contamination states that are susceptible of appear on humans and / or the environment during and / or as a result of a real or simulated accident. It is thus possible to calculate the exposure of individuals to the initial fissile material and fission products created during the accident, ie, the external dose received by exposure to the plume and / or by exposure to the deposits, the dose received at the thyroid, the effective dose received by inhalation or the effective dose received total.
  • the geometric data GI1 concern the geometrical description of the internal volume of the installation
  • the GI2 geometrical data concern the interfaces of the installation with the external environment, such as, for example, the height of the chimneys, the distances between buildings, filtration levels.
  • the calculations take into account the exposure of personnel to fission products created during the kinetics of the accident.
  • the impact values V (t) which are derived from the contamination calculation stage are input data of the diagnosis module M D and therefore participate in the process of analysis of the temporal evolution of the criticality accident.
  • the temporal evolution data can then be a function not only of the temporal evolution of the doses or dose equivalent flow rates calculated for the irradiation but also of the temporal evolution of the evaluated contaminations.
  • Figures 4 and 5 will now be described.
  • Figures 4 and 5 correspond to the case where the accident is simulated.
  • the source term determination module M 3 here consists of an expertise module M E coupled to a calculation code module C 0 .
  • the expertise module M E essentially comprises an extrapolation module and data libraries.
  • the data libraries comprise all the physicochemical data that characterize the different processes that can be implemented in the installation and the calculation code module C 0 includes all the calculation codes or algorithms that can be used. be associated with these different processes.
  • the modulus of expertise M E receives as input data the geometric Gil, D p data and, optionally, operator Op data.
  • the module of expertise M E delivers data required for modeling the dynamics of the accident which is elaborated, depending on the type of medium, by the calculation code module C 0 .
  • the code of Calculation implemented by the module C 0 is, for example, the Appollo calculation code, the Critex calculation code, the Powder calculation code, or any equivalent calculation code depending on the characteristics of the medium.
  • the kinetic dynamics data dS delivered by the module C 0 are then used to elaborate the source term S (t) in time evolution situations.
  • FIG. 6 represents a detailed description of various elementary modules which constitute the module M CD -
  • the dose calculation step comprises a step of reading the geometric data GI1 (module 1) and a step of reading the source data S (t) (module 2).
  • the order in which the reading steps are performed is irrelevant, these two steps can be performed simultaneously.
  • the geometric data of the installation GIl are, among others, representative of the volume configuration of the building (the different rooms of the building), the building envelope, the equipment in which are implemented. the processes and screens present in the building.
  • the source data S (t) read in step 2 are data relating to the source that emits the radiation. They consist of the number of fissions that occur, as a function of time, at the level of the accident, geometric data that describe the geometry of the equipment in which the accident occurred (point source or source volumic) and environmental data that characterize the environment in which the accident occurred (homogeneous medium, heterogeneous medium, liquid medium, powder, metal, etc.).
  • K (M k ) aX + bY + cXY + dX 2 + eY 2 + fZ + gW
  • the coefficients a, b, c, d, e, f and g are known parameters of fixed value which are characteristic of the material M k which one seeks to evaluate the attenuation coefficient.
  • the quantities X, Y, Z are characteristic variables of the radiation source and the magnitude W is a variable which represents the thickness of the crossed material M k (W will be specified later).
  • variable X depends on the type of source and the type of medium (homogeneous medium, heterogeneous medium, liquid, powder, metal, etc.)
  • variable Y depends on the volume of the source
  • variable Z depends on the time elapsed between the accident and the moment when the coefficient is determined
  • the coefficients a, b, c, d, e, f and g are data which belong to the above-mentioned data set I.
  • the data X, Y, Z are data that belong to the data set S and the data W is computed from the geometric data G and the trace data T.
  • the internal data I comprises, in addition to the mathematical equations of the attenuation coefficients and the coefficients a, b, c, d, e, f, g, the following data: - the type of quantity in which the doses are to be calculated (dose in air (units in Gy) or dose equivalent (units in Sv)), and - the conditions for calculating the attenuation coefficients (c that is, the coefficients - known per se - of distance correction between the source and the calculation points).
  • the module 3 In parallel with the calculation step performed by the module 3 are performed four elementary calculation steps performed by the respective modules 4, 5, 6 and 7.
  • the module 4 performs a step of determining characteristic plans useful for the calculation of dose .
  • FIG 9 shows a sectional view of the installation according to the horizontal plane P E which contains the source point E which is considered the source emitting harmful radiation.
  • the characteristic planes are constructed between the plane P E and a viewing plane P v parallel to the plane P E.
  • the visualization plane P v is the plane in which the isodose curves will be represented (see Figure 8).
  • Each characteristic plane P D is a vertical plane, that is to say a plane perpendicular to the planes P E and P v , which contains the point E which is assimilated to the source emitting harmful radiation and at least one connecting edge between two vertical walls between the planes P E and P v .
  • the set of all the plans that can be constructed according to the rule specified above constitute the characteristic plans of the invention. Consequently, all the edges of all the parts between P E and P v and which are perpendicular to the planes P E and P v are concerned.
  • the set of characteristic planes is selected from the geometric data G.
  • step 5 a scanning is then performed between the characteristic planes P D in order to determine different calculation plans P c .
  • the calculation plans P 0 are then obtained by rotation, with an angular pitch ⁇ , of the characteristic planes P D around an axis Z p perpendicular to the plane P E and P v and passing through the source point E.
  • Each calculation plane P 0 is a plane in which a dose calculation is performed, in a given direction, as will now be described, by way of non-limiting example, in a particular calculation plane, with reference to FIG. 8.
  • step 5 of determining the calculation plan succeeds a step 6 (module 6) for determining characteristic lines Q D in each calculation plane.
  • a characteristic line Q D passes through the source point E and at least one point located at the junction of two edges located in the design plane. All rights that can be constructed according to the rule specified above constitute the set of characteristic lines Q 1 of the invention for the calculation plan considered.
  • a calculation plane P c is divided into two half-planes symmetrical to each other with respect to the vertical axis Z p .
  • the set of characteristic lines relating to a calculation plane is therefore divided into two half-sets of characteristic lines.
  • FIG. 10 illustrates, by way of nonlimiting example, a half-set of characteristic lines Q 1 for the calculation plane P 0 of FIG. 9.
  • the half-calculation plane intersects the viewing plane P v along a straight line D of unit vector u.
  • a set of characteristic points ⁇ D belonging to line D is then determined (step 7 of the method of the invention).
  • a characteristic point ⁇ D is obtained by the intersection of a characteristic line Q 1 and line D.
  • FIG. 8 represents, by way of example, a succession of characteristic points ⁇ o , ⁇ i, ⁇ 2 ,, ⁇ n .
  • the characteristic points ⁇ D have a geometric position known in the installation.
  • the structure of the installation between the source point E and each of the points ⁇ D is also known (see Figure 10).
  • the radiation dose d ( ⁇ D ) present at each point ⁇ D can be calculated (step 8 of the process of the invention).
  • the calculation line D consists of open air zones and wall or screen zones. The calculation of the doses is of real interest only in the zones in the open air. The calculation of the doses d ( ⁇ D ) is therefore evaluated only for the points ⁇ D located in the zones in the open air.
  • - D 0 (P) is the calculated dose, in the absence of walls and screens, at a predetermined arbitrary point P located in the path of radiation at a distance I 0 from the source point E (in the case of 'a volume source, point E is the center of the volume of the source), - C d is a distance correction coefficient such that: c ⁇ where Io is the distance mentioned above and 1 the distance from the source point E to the point ⁇ -, and
  • the attenuation coefficient K (M k ) will now be specified. As mentioned above, the attenuation coefficient of a material M k crossed by the radiation is written:
  • the magnitude W represents the distance traveled by the radiation through the material M k .
  • the magnitude W is defined as a function of the angle ⁇ that the direction of the radiation which crosses the wall, the wall, or the screen of material M k with the normal to the plane of this wall, wall or screen :
  • W is the actual thickness of material traversed, and for an angle ⁇ between the predetermined limit value ⁇ iim and ⁇ / 2, W is the W iim value of the thickness of the wall or screen corresponding to the angle a lim .
  • the quantity ⁇ iim is chosen so as not to underestimate the dose d ( ⁇ D ) for the important angles.
  • This quantity OCi 11n varies with the type of radiation.
  • Figure 7 shows an improvement of the module shown in Figure 6.
  • the calculated doses are here divided into predetermined dose intervals and isodose curves are developed.
  • the module M cd comprises a module 10 which distributes the calculated doses in predefined dose intervals [di, di + 1 [.
  • the distribution of the doses calculated in the different dose intervals is as follows:
  • the dose d (( D + D + D + 1) / 2) at the midpoint ( D + D + 1) is calculated and is searched for, by dichotomy, one or more points ⁇ k whose dose d ( ⁇ k ) is a dose interval limit, the same area of membership being assigned between two consecutive points belonging to the same dose interval.
  • the data d ( ⁇ D ) distributed in the different zones Z 1 constitute data I (Z 1 ).
  • FIG. 11 illustrates a distribution of doses calculated in five zones Z1-Z5.
  • the values of the attenuation coefficients are then constant values K. The calculations are thus very advantageously simplified.
  • the method of the invention has many advantages: - calculate in real time the impact of a criticality accident,
  • the method of the invention allows, by a simulation module, to validate the technical feasibility of the intervention. It is then possible, for example, to estimate the neutron and / or gamma dosimetry to choose the least dosing intervention path.
  • the virtual reality preparation of the intervention makes it possible, for example, to prepare the responder (s) for watering with extinguishing powders in order to stop the accident.
  • the method of the invention allows, for example, a real-time monitoring of the dosimetric context in which is (s) the speaker (s). It is then possible to take into account any evolution undergone by the installation (for example the fall of a mature or protective screen) and to launch new calculations of doses taking into account this evolution.
  • the method of the invention advantageously allows a rapid establishment of safety cases that may lead to new sizing of the installation.

Landscapes

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Abstract

L' invention concerne un procédé de détermination d' une évolution temporelle d' un accident qui survient à l' intérieur d' une installation dans laquelle se déroule au moins un procédé à risques, caractérisé en ce qu' il comprend: -une étape (MS) de détermination d' un terme source (S(t)) qui identifie une source à l' origine de l' accident et qui comprend des données de débit d' une substance nocive émise par la source identifiée, -une étape (Mcd) de calcul, en temps réel, de quantités de la substance nocive présente en différents points de l' installation, à partir dudit débit et de données géométriques (GI1) de l' installation,et -une étape de diagnostic (MD) à l' issue de laquelle est délivrée une donnée (dInt) de faisabilité ou de non faisabilité d' intervention dans l' installation, après analyse des variations temporelles des quantités calculéesà l' étape de calcul. Application à la survenue d' un accident dans une installation à risque(s) (installation nucléaire, installation chimique).

Description

PROCEDE DE DETERMINATION D'UNE EVOLUTION
TEMPORELLE D'UN ACCIDENT QUI SURVIENT DANS UNE
INSTALLATION A RISQUES
DESCRIPTION
Domaine technique et art antérieur
L' invention concerne un procédé de détermination d'une évolution temporelle d'un accident qui survient dans une installation à risque (s) .
Par installation à risque (s), il faut entendre un bâtiment ou un ensemble de bâtiments dans lesquels des procédés sont en cours et qui présentent des risques pour les hommes et/ou l'environnement. Il peut s'agir, par exemple, d'une installation nucléaire ou d'une installation chimique. Par accident à évolution temporelle, on entend tout accident dont le terme source évolue avec le temps. Comme cela sera précisé ultérieurement, le terme source est un ensemble de données qui décrivent une source ou des sources qui sont identifiées comme émettant une ou des substances nocives dans l'installation, suite à 1' accident . Les conséquences d'un accident à évolution temporelle ont généralement tendance à s'aggraver avec le temps qui passe. C'est par exemple le cas d'un feu qui se propage dans un bâtiment. Lorsqu'un accident survient au niveau d'un ou de plusieurs procédés en cours dans l'installation, il apparaît, dans cette installation, une ou plusieurs sources qui émettent des substance (s) nocives. Dans le cas d'une installation nucléaire, l'expression « substance nocive » sera comprise comme un rayonnement radioactif tel que l'est, par exemple, un rayonnement gamma ou une émission de neutrons. Dans le cas d'une installation chimique, l'expression « substance nocive » sera comprise comme, par exemple, une émission de gaz nocif tel que le monoxyde de carbone .
A ce jour, lorsqu'un accident survient dans une installation, une équipe de crise est dédiée à la gestion de l'accident. Cette équipe établit un jeu d'hypothèses pour déterminer les causes qui ont conduit à l'accident (identification de dysfonctionnement (s) ) . De ces hypothèses sont déduites un ensemble de grandeurs susceptibles de représenter les circonstances de l'accident et l'évolution temporelle de celui-ci. Un ou des scénario (s) d'intervention sont alors établis pour mettre fin à l'accident dans des conditions de risques minima pour les personnes qui doivent intervenir. A l'heure actuelle, des heures, voire des jours, de calculs sont nécessaires pour l'évaluation des grandeurs qui représentent les conséquences liées à la dynamique de l'accident. De telles durées sont préjudiciables à une bonne gestion de l'accident. A court terme, les décisions de l'équipe de gestion de l'accident peuvent conduire à entreprendre des actions susceptibles de mettre en péril les personnes désignées pour intervenir et/ou à dégrader l'installation concernée. Dans le cas d'une installation nucléaire, de tels calculs sont réalisés à l'aide de logiciels spécialisés comme, par exemple, le code TRIPOLI (logiciel de référence de la Demanderesse) ou le code de Monte-Carlo N-Particule plus connu sous l'appellation de code MCNP. Ces logiciels utilisent des méthodes de Monte-Carlo pour déterminer le parcours d'un rayonnement ou d'une particule au travers d'obstacles de propriétés connues (épaisseurs, type de matériaux) . Les temps de calcul mis en œuvre par ces logiciels sont de plusieurs heures.
Le procédé de l'invention permet d'éviter les inconvénients mentionnés ci-dessus.
Exposé de l'invention
En effet, l'invention concerne un procédé de détermination d'une évolution temporelle d'un accident qui survient à l'intérieur d'une installation à risque (s) dans laquelle se déroule au moins un procédé, caractérisé en ce qu'il comprend :
- une étape de détermination d'un terme source qui identifie une source émettrice d'une substance nocive à partir de données de procédé représentatives d' au moins un des procédés qui se déroulent dans l'installation et de données géométriques de l'installation et qui comprend des données représentatives de la source, parmi lesquelles un débit de la substance nocive émise par la source,
- une étape de calcul de quantités de la substance nocive présente, en temps réel, dans l'installation, à partir dudit débit et de données géométriques de l'installation, et
- une étape de diagnostic durant laquelle sont calculées des variations temporelles des quantités calculées et à l'issue de laquelle, après comparaison des variations temporelles calculées avec des critères de référence, une donnée de faisabilité ou de non-faisabilité d'intervention dans l'installation est délivrée.
Par donnée de faisabilité ou de non- faisabilité d'intervention dans l'installation, il faut entendre une donnée susceptible de permettre ou de ne pas permettre le déclenchement d'une intervention dans 1' installation.
L'étape de diagnostic permet avantageusement d'estimer l'évolution future des risques encourus dans l'installation à un horizon temporel prédéfini et paramétrable. Le calcul de la faisabilité d'une intervention dans l'installation tient compte de données géométriques de l'installation, de la cartographie préalablement établie des risques encourus, de l'évolution précédemment calculée de ces risques et du seuil maximal de risque admissible pour les intervenants, ce seuil maximal de risque admissible étant prédéfini et paramétrable. Selon une caractéristique supplémentaire de l'invention, si une donnée de non-faisabilité d'intervention est délivrée, le procédé comprend, en outre :
- une étape de modification de tout ou partie des données de procédé et/ou de tout ou partie des données géométriques de l'installation pour obtenir des données de procédé et/ou des données géométriques de l'installation totalement ou partiellement modifiées, - une étape de détermination supplémentaire d'un terme source supplémentaire sur la base de données de procédé et/ou de données géométriques de l'installation partiellement ou totalement modifiées de façon à calculer un débit supplémentaire de la substance nocive émise par la source, - une étape de calcul supplémentaire, en temps réel, de quantités supplémentaires de la substance nocive émise présentes en différents points de l'installation, à partir du débit supplémentaire et de données géométriques de l'installation, - une étape de diagnostic supplémentaire durant laquelle sont calculées des variations temporelles des quantités supplémentaires de la substance nocive émise et à l'issue de laquelle, après comparaison des variations temporelles calculées supplémentaires avec les critères de référence, une donnée de faisabilité ou de non-faisabilité d' intervention dans l'installation est délivrée.
Le temps de calcul des quantités de substances nocives émises qui sont présentes dans l'installation est avantageusement très bref. Le procédé de l'invention permet ainsi, dans un délai très bref, d'établir une cartographie des risques encourus dans l'installation en chaque point de celle-ci selon une précision géométrique prédéfinie et paramétrable. Le temps de calcul très bref mentionné ci- dessus est obtenu en utilisant une méthode différente de celle de l'art antérieur. Les calculs effectués dans le cadre de l'invention utilisent une interpolation de résultats préalablement tabulés. Dans le cas, par exemple, d'une installation nucléaire, les tables ainsi constituées mettent en relation des caractéristiques de la source de rayonnement radioactif, des données géométriques (telles que des épaisseurs de parois) ou des caractéristiques physiques de matériaux avec l'effet qui en résulte sur le parcours des rayonnements radioactifs. De la sorte, le temps de calcul est considérablement réduit. Typiquement le calcul du parcours d'une particule radioactive sur une distance de quelques dizaines de mètres est ainsi effectué en quelques secondes, durée qu'il faut comparer aux quelques heures nécessaires avec les logiciels de type Monte Carlo utilisés selon l'art antérieur.
Le procédé de l'invention s'applique de façon particulièrement avantageuse au cas où le terme source évolue dans le temps. Le terme source comprend l'ensemble des données relatives à la source qui émet la substance nocive, à savoir :
- la position de la source émettrice dans l'installation selon un référentiel lié à l' installation, - la nature de la substance nocive émise,
- le débit de la substance nocive émise,
- les données qui décrivent l'environnement immédiat de la source émettrice de la substance nocive (présence d'écrans absorbant le rayonnement nocif par exemple) . Par une mise à disposition de modèles paramétrables représentatifs de l'installation et des procédés en cours dans cette installation, le procédé de l'invention permet une gestion optimale de l'intervention en vue d'arrêter l'accident afin de limiter l'impact sur les personnels et/ou 1' environnement . La mise à disposition d'un modèle géométrique 3D paramétrable de l'installation permet également une évaluation des risques couplés pouvant survenir au niveau de cette installation (risques de natures différentes pouvant survenir simultanément ou de manière consécutive) . Il est ainsi possible, par exemple, de déterminer facilement les évolutions d'un accident de criticité survenant dans une installation nucléaire à la suite d'un sinistre susceptible de profondément modifier la géométrie de l'installation tel qu'un séisme ou un incendie.
Le procédé de l'invention peut être mis en œuvre en état de crise, c'est-à-dire lorsqu'un accident réel survient, où en dehors de tout état de crise, par exemple lors de la conception d'une installation ou en vue d'apporter des modifications à une installation existante ou pour simuler un état de crise. Il suffit alors d'entrer des données fictives.
La description qui va suivre concerne plus particulièrement le mode de réalisation préférentiel de l'invention selon lequel l'accident est un accident de criticité qui survient dans une installation nucléaire, la substance nocive émise étant alors un rayonnement nocif (rayonnement gamma et/ou émission de neutrons), le débit de la substance nocive émise étant un nombre de fissions produites par unité de temps par la source émettrice du rayonnement nocif et les quantités de substance nocive étant des doses de rayonnement. Brève description des figures
D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront à lecture du mode de réalisation préférentiel fait en référence aux figures jointes, parmi lesquelles :
- la figure 1 représente un exemple d'installation à risque (s) dans laquelle est susceptible de survenir un accident à évolution temporelle ; - la figure 2 représente un synoptique général de dispositif qui met en œuvre le procédé de l'invention dans le cas d'un accident;
- la figure 3 représente un perfectionnement du dispositif de l'invention représenté en figure 2 ;
- la figure 4 représente un synoptique général de dispositif qui met en œuvre le procédé de l'invention dans le cas d'un accident dont les données d'entrée évoluent ; - la figure 5 représente un perfectionnement du dispositif de l'invention représenté en figure 4 ;
- la figure 6 représente une vue détaillée d'un module particulier du dispositif de l'invention représenté sur les figures 2 à 5 ;
- la figure 7 représente un perfectionnement du module particulier représenté en figure 6 ;
- les figures 8-10 représentent des éléments géométriques utiles pour la mise en œuvre du procédé de l'invention ; - la figure 11 illustre un exemple de courbes isodoses obtenues dans le cadre du procédé de 1' invention .
Sur toutes les figures, les mêmes repères désignent les mêmes éléments.
Description détaillée d'un mode de réalisation préférentiel de l'invention
La figure 1 représente, de façon symbolique, un exemple d'installation à risque (s) dans laquelle est susceptible de se produire un accident à évolution temporelle.
L'installation est constituée, par exemple, d'un immeuble de plusieurs étages, chaque étage comprenant plusieurs pièces. Différents capteurs de mesure Cnm sont répartis dans les différentes pièces de l'installation. Les capteurs Cnm sont destinés à effectuer des mesures de rayonnement qui permettent d' identifier la position de la ou des sources qui émettent une substance nocive et la nature de cette substance nocive. Dans le cas d'une installation nucléaire, les capteurs Cnm sont, par exemple, des capteurs gamma ou des compteurs de neutrons. L' installation est repérée dans un trièdre direct (x, y, z) tel que l'axe z est l'axe vertical selon lequel est définie la hauteur de l'installation et le plan (x, y) est un plan horizontal pour l'installation.
La figure 2 représente le synoptique général d'un dispositif qui met en œuvre le procédé de l'invention dans le cas où un accident de criticité survient. Le dispositif comprend essentiellement un module M3 de détermination de terme source, un module M0D de calcul de doses de rayonnement et un module MD de diagnostic. Les modules M3, MCD et MD font préférentiellement partie d'un même système de calcul MP, par exemple un microprocesseur ou un ordinateur.
Le module de détermination de terme source
M3 identifie l'origine de l'accident de criticité à partir de données qui comprennent des données géométriques GIl, des mesures M(t), des données de procédé Dp et, éventuellement, des données opérateur Op.
Les données géométriques GIl sont des données préalablement enregistrées qui décrivent tout ou partie de la géométrie de l'installation, à savoir :
- des données qui représentent la configuration volumique du bâtiment (les différentes pièces du bâtiment, l'enveloppe du bâtiment), et
- des données qui représentent la configuration géométrique des différents écrans présents dans l'installation, en particulier les écrans associés aux protections biologiques comme les murs des cellules blindées ou les équipements des procédés en cours, faisant obstacle aux déplacements des rayonnements nocifs.
Les mesures M(t) sont délivrées par tout ou partie des différents capteurs présents dans 1' installation.
Les données Dp sont des données descriptives de tout ou partie des différents procédés qui se déroulent dans l'installation, à savoir le type de milieu actif, le débit, la concentration, etc.. Les données géométriques GIl et/ou de procédé Dp sont modifiables afin de pouvoir mettre à jour la description des événements qui se produisent dans l'installation. Ces événements peuvent être des modifications de l'installation elle-même (nouvelles constructions d'écran biologique, démolitions ou encore détériorations consécutives à l'accident en cours) ou des modifications relatives aux procédés en cours. Comme cela sera précisé ultérieurement, la modification des données géométriques GIl et/ou de procédé Dp est réalisée sur la base de données opérateur Op et/ou de données d'évolution E (t) .
Le terme source S (t) délivré par le module M3 comprend l'ensemble des données relatives à la source qui émet le rayonnement nocif, à savoir :
- la position de la source de rayonnement,
- la nature du rayonnement concerné (énergie et type de rayonnement) ,
- le nombre de fissions qui se produisent, en fonction du temps, au niveau de l'accident,
- les données géométriques qui décrivent l'environnement immédiat de la source (nombre et position d'écrans éventuels) ,
- les données physico-chimiques qui caractérisent le milieu dans lequel se trouve la source de rayonnement
(milieu homogène ou hétérogène, si milieu homogène, nature du milieu homogène (solution ou poudre) , chimie du milieu (concentration, type de phase chimique, etc.)) . La position de la source émettrice est obtenue par triangulation, à partir d'au moins un ensemble d'au moins trois capteurs de même nature. Dans ce cas, la nature du rayonnement est obtenue par le type de capteur qui détecte ce même rayonnement (par exemple, capteurs de rayonnement neutronique ou capteurs de rayonnement gamma) . Le nombre de fissions qui se produisent en fonction du temps au niveau de l'accident est déduit, de façon connue en soi, à partir des mesures effectuées par ces mêmes capteurs et en tenant compte de la géométrie et de la nature des éléments constitutifs de l'installation (murs, planchers, écrans, etc.) . La géométrie et la nature de ces éléments constitutifs sont issues du modèle géométrique 3D.
Dans tous les cas, les données géométriques qui décrivent la géométrie de l'équipement dans lequel se déroule le procédé qui contient la source de rayonnement, les données physico-chimiques qui caractérisent le milieu dans lequel se trouve la source et les données qui décrivent l'environnement de celle- ci sont déterminées à partir des données Dp et GIl, et, éventuellement, de données opérateur Op.
Les données opérateur Op sont des données appliquées au fil du temps, elles peuvent être fonction des évolutions du procédé. Les données opérateur comprennent, entre autres, tout ou partie des données suivantes :
- des données géométriques aptes à définir les zones de l'installation où il est souhaité que les calculs soient effectués, - des données temporelles qui définissent la chronologie selon laquelle il est souhaité de connaître l'évolution de l'accident,
- des données qui précisent quels sont, en dehors de l'installation, les différents systèmes susceptibles d'être mis en interaction avec l'accident,
- des données relatives à l'environnement de l'accident
(par exemple des données météo) ,
- des données aptes à traduire des hypothèses quant aux causes de l'accident (variation de température, modifications de la concentration chimique d'un procédé en cours, etc.) .
A l'étape de détermination de terme source succède une étape de calcul de dose par le module de calcul de dose MCD- L'étape de calcul de dose permet avantageusement de calculer, en un temps très court, à partir des données GIl, du terme source S (t) et de données internes I, les doses de rayonnement présentes dans l'installation, que le rayonnement soit une émission de neutrons ou un rayonnement gamma. Cette étape sera décrite en détail ultérieurement, en référence aux figures 6 à 10. Le module de calcul de dose M0D délivre des valeurs de dose ou de débit d'équivalent de dose d(ΔD) calculées en différents points ΔD de l'installation. Dans le cadre du perfectionnement de l'invention mentionné ci-dessus, les valeurs de doses ou de débit d' équivalent de dose d(ΔD) sont réparties dans des intervalles de doses et constituent des données I (Z1) réparties dans différentes zones Z1. Les valeurs d(ΔD), réparties ou non dans des intervalles de doses, sont des données d'entrée du module de diagnostic MD.
L'étape de diagnostic mise en œuvre par le module MD est une étape d'analyse de l'évolution temporelle de l'accident de criticité dans l'installation. Durant l'étape de diagnostic sont calculées les données d'évolution temporelle E (t) , lesquelles sont les variations temporelles des valeurs de doses ou de débit d'équivalent de dose d(ΔD) . Une fois calculées, les données d'évolution temporelle E (t) sont comparées à des critères de référence Cr pour déterminer un chemin d' intervention tenant compte des critères Cr et du temps de parcours estimé nécessaire à un opérateur pour parcourir ce chemin, du temps nécessaire à ce même opérateur pour réaliser l'opération prévue, et de l'évolution de l'activité de la source pour l'estimation de la dose intégrée sur le temps de retour.
Selon un perfectionnement de l'invention, le procédé comprend, en parallèle de l'étape de calcul de dose ou de débit d'équivalent de dose, une étape de calcul de contamination. Ce perfectionnement est représenté en figure 3. Un module de calcul de contamination Mcc détermine, à partir du terme source S (t) , de données de géométrie GI2 et de données d'environnement DE, les états de contamination qui sont susceptibles d'apparaître sur l'homme et/ou sur l'environnement pendant et/ou à la suite d'un accident réel ou simulé. Il est ainsi possible de calculer l'exposition des individus à la matière fissile initiale et aux produits de fissions créés lors de l'accident, c'est-à-dire, par exemple, la dose externe reçue par exposition au panache et/ou par exposition aux dépôts, la dose reçue à la thyroïde, la dose reçue efficace par inhalation ou encore la dose efficace reçue totale. Ces calculs peuvent alors tenir compte de la vitesse des vents, selon des caractéristiques normalisées par la météorologie nationale ou de la présence ou non de pluie lors de l'accident. Ces calculs s'effectuent à l'aide d'un algorithme connu tel que, par exemple, l'algorithme du modèle à bouffées gaussiennes ou l'algorithme du modèle de Doury. L'algorithme de calcul des états de contamination fait appel à des paramètres et/ou des logiciels qui représentent différentes évolutions connues et différents impacts connus de produits nocifs sur l'homme et/ou l'environnement. En fonction des paramètres d'entrée S (t) , GI2 et DE, il est alors possible de simuler la contamination qui va résulter de l'accident de criticité en cours. Il faut ici noter que les données géométriques GI2 ne sont pas identiques aux données géométriques GIl mentionnées précédemment. Alors que les données géométriques GIl concernent la description géométrique du volume interne de l'installation, les données géométriques GI2 concernent les interfaces de l'installation avec l'environnement extérieur, comme, par exemple, la hauteur des cheminées, les distances entre bâtiments, les niveaux de filtration. Les calculs tiennent compte de l'exposition des personnels aux produits de fissions créés durant la cinétique de l'accident. Selon le perfectionnement de l'invention, les valeurs d'impact V(t) qui sont issues de l'étape de calcul de contamination sont des données d'entrée du module de diagnostic MD et participent, en conséquence, au processus d'analyse de l'évolution temporelle de l'accident de criticité. Les données d'évolution temporelles peuvent alors être fonction non seulement de l'évolution temporelle des doses ou des débits d'équivalent de dose calculés pour l'irradiation mais également de l'évolution temporelle des contaminations évaluées. Les figures 4 et 5 vont maintenant être décrites .
Les figures 4 et 5 correspondent au cas où l'accident est simulé. Le module de détermination de terme source M3 est ici constitué d'un module d'expertise ME couplé à un module de codes de calcul C0.
Le module d'expertise ME comprend essentiellement un module d'extrapolation et des bibliothèques de données. Les bibliothèques de données comprennent l'ensemble des données physico-chimiques qui caractérisent les différents procédés susceptibles d'être mis en œuvre dans l'installation et le module de codes de calcul C0 comprend l'ensemble des codes de calcul ou algorithmes susceptibles d'être associés à ces différents procédés. Le module d'expertise ME reçoit en entrée les données géométriques GIl, les données Dp et, éventuellement, des données opérateur Op. Le module d'expertise ME délivre des données dE nécessaires à la modélisation de la dynamique de l'accident qui est élaborée, en fonction du type de milieu, par le module de codes de calcul C0. Le code de calcul mis en œuvre par le module C0 est, par exemple, le code de calcul Appollo, le code de calcul Critex, le code de calcul Powder, ou tout code de calcul équivalent en fonction des caractéristiques du milieu. Les données de dynamique cinétique dS délivrées par le module C0 sont alors utilisées pour élaborer le terme source S (t) dans des situations d'évolution temporelle.
L'étape de calcul de doses mise en œuvre par le module MCD va maintenant être décrite. La figure 6 représente une description détaillée de différents modules élémentaires qui constituent le module MCD-
L'étape de calcul de doses comprend une étape de lecture des données géométriques GIl (module 1) et une étape de lecture des données de source S (t) (module 2) . L'ordre dans lequel les étapes de lecture sont effectuées est indifférent, ces deux étapes pouvant être effectuées simultanément.
Comme cela a été mentionné précédemment, les données géométriques de l'installation GIl sont, entre autres, représentatives de la configuration volumique du bâtiment (les différentes pièces du bâtiment), de l'enveloppe du bâtiment, des équipements dans lesquels sont mis en œuvre les procédés et des écrans présents dans le bâtiment. Les données de source S (t) lues à l'étape 2 sont des données relatives à la source qui émet les rayonnements. Elles sont constituées du nombre de fissions qui se produisent, en fonction du temps, au niveau de l'accident, de données géométriques qui décrivent la géométrie de l'équipement dans lequel l'accident s'est produit (source ponctuelle ou source volumique) et de données de milieu qui caractérisent le milieu dans lequel s'est produit l'accident (milieu homogène, milieu hétérogène, milieu liquide, poudre, métal, etc . ) . Les étapes de lecture mentionnées ci-dessus sont suivies d'une étape d'évaluation des coefficients d'atténuation K{Mk) (k=l, 2, ..., n) des différents matériaux Mk (k=l, 2, ..., n) qui composent les parois, les planchers, les équipements des procédés et, plus généralement, tous les écrans de l'installation et de données théoriques D0(P) qui représentent les doses de rayonnement qui seraient présentes, en l'absence de toute paroi ou écran, en différents points P de l'installation (module 3) . L'étape de calcul mise en œuvre par le module 3 est effectuée à partir des données GIl, S (t) et de données internes I qui comprennent un modèle mathématique de coefficient d'atténuation pour chaque type de matériau. De façon préférentielle, un coefficient d'atténuation se présente sous la forme d'une équation polynomiale. A titre d'exemple non limitatif, un coefficient d'atténuation K(Mk) d'un matériau Mk traversé par un rayonnement s'écrit sous la forme :
K(Mk) = aX + bY + cXY + dX2 + eY2 + fZ + gW Les coefficients a, b, c, d, e, f et g sont des paramètres connus de valeur fixe qui sont caractéristiques du matériau Mk dont on cherche à évaluer le coefficient d'atténuation. Les grandeurs X, Y, Z sont des variables caractéristiques de la source de rayonnement et la grandeur W est une variable qui représente l'épaisseur du matériau Mk traversé (W sera précisée ultérieurement) . De façon plus précise, la variable X dépend du type de source et du type de milieu (milieu homogène, milieu hétérogène, liquide, poudre, métal, etc.), la variable Y dépend du volume de la source et la variable Z dépend du temps qui s'est écoulé entre l'accident et le moment où le coefficient est déterminé Les coefficients a, b, c, d, e, f et g sont des données qui appartiennent à l'ensemble de données I mentionné précédemment. Les données X, Y, Z sont des données qui appartiennent à l'ensemble de données S et la donnée W est calculée à partir des données géométriques G et de données de tracé T.
Pour un type de source donnée et un milieu donné, la quantité aX + bY + cXY + dX2 + eY2 + fZ est un terme constant Ko. Ainsi, la grandeur K{Mk) s'exprime- t-elle sous la forme d'une fonction de la seule variable W, à savoir :
K(Mk) = g W + Ko De façon plus générale, les données internes I comprennent, outre les équations mathématiques des coefficients d' atténuation et les coefficients a, b, c, d, e, f, g, les données suivantes : - le type de grandeur dans lequel on souhaite que les doses soient calculées (dose dans l'air (unités en Gy) ou équivalent de dose (unités en Sv) ) , et - les conditions du calcul des coefficients d'atténuation (c'est-à-dire les coefficients - connus en soi - de correction de distance entre la source et les points de calcul) . En parallèle à l'étape de calcul effectuée par le module 3 sont effectuées quatre étapes de calcul élémentaires effectuées par les modules respectifs 4, 5, 6 et 7. Le module 4 effectue une étape de détermination de plans caractéristiques utiles pour le calcul de dose. A titre d'exemple non limitatif, un ensemble de plans caractéristiques PD est représenté en figure 9. La figure 9 représente une vue en coupe de l'installation selon le plan horizontal PE qui contient le point source E auquel est assimilée la source émettrice des rayonnements nocifs. Les plans caractéristiques sont construits entre le plan PE et un plan de visualisation Pv parallèle au plan PE . Le plan de visualisation Pv est le plan dans lequel les courbes isodoses seront représentées (cf. figure 8) . Chaque plan caractéristique PD est un plan vertical, c'est-à- dire un plan perpendiculaire aux plans PE et Pv, qui contient le point E auquel est assimilée la source émettrice des rayonnements nocifs et au moins une arête de jonction entre deux parois verticales comprises entre les plans PE et Pv. L'ensemble de tous les plans qu'il est possible de construire selon la règle précisée ci-dessus constitue les plans caractéristiques de l'invention. En conséquence, toutes les arêtes de toutes les pièces comprises entre PE et Pv et qui sont perpendiculaires aux plans PE et Pv sont concernées. L'ensemble des plans caractéristiques est sélectionné à partir des données géométriques G.
A l'étape 5 (module 5), un balayage est ensuite effectué entre les plans caractéristiques PD afin de déterminer différents plans de calcul Pc. Les plans de calculs P0 sont alors obtenus par rotation, avec un pas angulaire θ, des plans caractéristiques PD autour d'un axe Zp perpendiculaire aux plan PE et Pv et passant par le point source E. Chaque plan de calcul P0 est un plan dans lequel un calcul de dose est effectué, selon une direction donnée, comme cela va maintenant être décrit, à titre d'exemple non limitatif, dans un plan de calcul particulier, en référence à la figure 8.
A l'étape 5 de détermination des plans de calcul succède une étape 6 (module 6) de détermination de droites caractéristiques QD dans chaque plan de calcul. Pour un plan de calcul donné, une droite caractéristique QD passe par le point source E et par au moins un point situé à la jonction de deux arêtes situées dans le plan de calcul. Toutes les droites qu' il est possible de construire selon la règle précisée ci-dessus constituent l'ensemble des droites caractéristiques Q1 de l'invention pour le plan de calcul considéré. Par construction, un plan de calcul Pc se divise en deux demi-plans symétriques l'un de l'autre par rapport à l'axe vertical Zp. L'ensemble des droites caractéristiques relatives à un plan de calcul se divise donc en deux demi-ensembles de droites caractéristiques. La figure 10 illustre, à titre d'exemple non limitatif, un demi-ensemble de droites caractéristiques Q1 pour le plan de calcul P0 de la figure 9. Le demi-plan de calcul coupe le plan de visualisation Pv selon une droite D de vecteur unitaire u . Un ensemble de points caractéristiques ΔD appartenant à la droite D est alors déterminé (étape 7 du procédé de l'invention) . Un point caractéristique ΔD est obtenu par l'intersection d'une droite caractéristique Q1 et de la droite D. La figure 8 représente, à titre d'exemple, une succession de points caractéristiques Δo, Δi, Δ2, , Δn. Les points caractéristiques ΔD ont une position géométrique connue dans l'installation. La structure de l'installation entre le point source E et chacun des points ΔD est également connue (cf. figure 10) . Ainsi, à partir des données calculées précédemment D0(P) et K(Mk) , de la position connue des points ΔD par rapport à la source émettrice E et de la structure connue de l'installation entre la source E et les points Δ-, , la dose de rayonnement d(ΔD) présente en chaque point ΔD peut-elle être calculée (étape 8 du procédé de l'invention) . La droite de calcul D est constituée de zones à l'air libre et de zones de paroi ou d'écran. Le calcul des doses ne présente de réel intérêt que dans les zones à l'air libre. Le calcul des doses d(ΔD) n'est donc évalué que pour les points ΔD situés dans les zones à l'air libre.
Le calcul de la dose en un point -, est obtenu par l'équation suivante :
- D0(P) est la dose calculée, en l'absence de murs et d'écrans, en un point arbitraire prédéterminé P situé, sur le trajet du rayonnement, à une distance I0 du point source E (dans le cas d'une source volumique, le point E est le centre du volume de la source) , - Cd est un coefficient de correction de distance tel que : c Λ où Io est la distance mentionnée précédemment et 1 la distance du point source E au point Δ-, , et
- K(Mk) est le coefficient d' atténuation du matériau Mk mentionné ci-dessus.
Le coefficient d' atténuation K(Mk) va maintenant être précisé. Comme cela a été mentionné précédemment, le coefficient d'atténuation d'un matériau Mk traversé par le rayonnement s'écrit :
K(Mk) = gxW+K0 où la grandeur W représente la distance parcourue par le rayonnement au travers du matériau Mk. De façon préférentielle, la grandeur W est définie en fonction de l'angle α que fait la direction du rayonnement qui traverse le mur, la paroi, ou l'écran de matériau Mk avec la normale au plan de ce mur, paroi ou écran :
Pour un angle α compris entre 0° et une valeur limite prédéterminée αiim (0< αiim< π/2) , W est l'épaisseur réelle de matériau traversé, et Pour un angle α compris entre la valeur limite prédéterminée αiim et π/2, W est la valeur Wiim de l'épaisseur du mur ou de l'écran qui correspond à l'angle alim.
La quantité αiim est choisie de manière à ne pas sous-estimer la dose d(ΔD) pour les angles importants. Cette quantité OCi11n varie avec le type de rayonnement . La figure 7 représente un perfectionnement du module représenté en figure 6. Les doses calculées sont ici réparties dans des intervalles de doses prédéterminés et des courbes isodoses sont élaborées. Outre les modules 1-8 mentionnés ci-dessus, le module Mcd comprend un module 10 qui répartit les doses calculées dans des intervalles de doses prédéfinis [di,di+l[.
Un exemple d'une telle répartition va être décrit, dans lequel les doses d(ΔD) sont réparties dans n intervalles de doses [di, di+1 [ (i=l, 2, ..., n) .
La répartition des doses calculées dans les différents intervalles de dose s'effectue ainsi :
- si les doses d(ΔD) et d(ΔD+i) calculées pour deux points caractéristiques successifs ΔD et ΔD+i d'une même zone à l'air libre appartiennent à un même intervalle [<iz,<iz + l[, alors une même zone Z1 est affectée entre ces points ;
- sinon, la dose d ( (ΔD+ΔD+i) /2) au point milieu (ΔD+ΔD+i) /2 est calculée et il est recherché, par dichotomie, un ou des points Δk dont la dose d (Δk) est une limite d'intervalle de doses, une même zone d' appartenance étant affectée entre deux points consécutifs appartenant au même intervalle de doses. Les données d(ΔD) réparties dans les différentes zones Z1 constituent des données I (Z1) .
Il est alors possible d'obtenir, pour une même droite de calcul D, une courbe d' isodoses C(Z1) à partir des données I (Z1) (étape 9 du procédé) . Obtenues pour l'ensemble des droites de calcul, c'est- à-dire pour l'ensemble des plans de calcul, les courbes isodoses C(Z1) constituent une surface d' isodoses dans l'ensemble du plan de visualisation Pv. A titre d'exemple non limitatif, la figure 11 illustre une répartition des doses calculées dans cinq zones Z1-Z5. Dans le cas particulier où le plan de visualisation est le plan horizontal PE qui contient le point source E, tous les murs et écrans sont traversés perpendiculairement à leur surface (α = 0) . Les valeurs des coefficients d' atténuation sont alors des valeurs constantes K. Les calculs se trouvent ainsi être très avantageusement simplifiés.
Si les doses d(ΔD) et d(ΔD+i) n'appartiennent pas au même intervalle [di, di+1], la distance 1 qui sépare le point source E d'un point ΔD où la dose de rayonnement d(ΔD) correspond à une limite d'intervalle s'exprime simplement par l'équation :
Le procédé de l'invention présente de nombreux avantages : - calculer en temps réel l'impact d'un accident de criticité,
- diagnostiquer et pronostiquer l'évolution de l' accident,
- prévenir les conséquences inacceptables pouvant survenir au niveau des équipes d'intervention, en simulant des solutions pouvant mettre en œuvre des modifications de l'installation elle-même ou des modifications des procédés mis en œuvre dans celle- ci, de manière à vérifier la faisabilité et l'efficacité des ces modifications, - valider la faisabilité des décisions prises pour une intervention,
- préparer en réalité virtuelle les conditions dans lesquelles il a été décidé qu'une intervention sera effectuée,
- former de futurs intervenants,
- simuler des exercices de crise.
Avant toute intervention, le procédé de l'invention permet, par un module de simulation, de valider la faisabilité technique de l'intervention. Il est alors possible, par exemple, d'estimer la dosimétrie neutron et/ou gamma pour choisir le cheminement d'intervention le moins dosant. La préparation en réalité virtuelle de l'intervention permet, par exemple, de préparer le ou les intervenants à l'arrosage par des poudres extinctrices dans le but d'arrêter l'accident.
Durant l'intervention, le procédé de l'invention permet, par exemple, un suivi en temps réel du contexte dosimétrique dans lequel se trouve (nt) le ou les intervenants. Il est alors possible de prendre en compte toute évolution subie par l'installation (par exemple la chute d'un mûr ou d'un écran de protection) et de lancer de nouveaux calculs de doses prenant en compte cette évolution.
Par ailleurs, le procédé de l'invention permet avantageusement un établissement rapide des dossiers de sûreté pouvant conduire à de nouveaux dimensionnements de l'installation.

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de détermination d'une évolution temporelle d'un accident qui survient à l'intérieur d'une installation à risque (s) dans laquelle se déroule au moins un procédé, caractérisé en ce qu'il comprend :
- une étape (M3, ME) de détermination d'un terme source
(S (t) ) qui identifie une source émettrice d'une substance nocive à partir de données de procédé (Dp) représentatives d'au moins un des procédés qui se déroulent dans l'installation et de données géométriques de l'installation (GIl) et qui comprend des données représentatives de la source, parmi lesquelles un débit de la substance nocive émise, - une étape (MCD) de calcul de quantités de la substance nocive présente, en temps réel, dans l'installation, à partir dudit débit et de données géométriques (GIl) de l'installation, et
- une étape de diagnostic (MD) durant laquelle sont calculées des variations temporelles (E (t) ) des quantités calculées et à l'issue de laquelle, après comparaison des variations temporelles calculées avec des critères de référence (Cr) , une donnée (dlnt) de faisabilité ou de non-faisabilité d' intervention dans l'installation est délivrée.
2. Procédé selon la revendication 1 dans lequel le terme source (S (t) ) est identifié et les données représentatives du débit sont produites à partir de mesures de capteurs (Cmn) présents dans l'installation et à partir de données de procédé (Dp) .
3. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel, si une donnée de non-faisabilité d'intervention est délivrée, il comprend, en outre :
- une étape de modification de tout ou partie des données de procédé (Dp) et/ou de tout ou partie des données géométriques de l'installation (GIl) pour obtenir des données de procédé et/ou des données géométriques de l'installation totalement ou partiellement modifiées,
- une étape de détermination supplémentaire d'un terme source supplémentaire sur la base de données de procédé et/ou de données géométriques de l'installation partiellement ou totalement modifiées de façon à calculer un débit supplémentaire de la substance nocive émise par la source,
- une étape (MCD) de calcul supplémentaire, en temps réel, de quantités supplémentaires de la substance nocive émise présentes en différents points de l'installation, à partir du débit supplémentaire et de données géométriques (GIl) de l'installation,
- une étape de diagnostic (MD) supplémentaire durant laquelle sont calculées des variations temporelles des quantités supplémentaires de la substance nocive émise et à l'issue de laquelle, après comparaison des variations temporelles calculées supplémentaires avec les critères de référence, une donnée de faisabilité ou de non-faisabilité d' intervention dans l'installation est délivrée.
4. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel les données géométriques de l'installation sont modifiées en fonction d'événements qui modifient la géométrie de 1' installation.
5. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes dans lequel l'accident est un accident de criticité qui survient dans une installation nucléaire, la substance nocive émise étant un rayonnement nocif, le débit étant un nombre de fissions produites par unité de temps par la source émettrice du rayonnement nocif et les quantités de substance nocive étant des doses de rayonnement.
6. Procédé selon la revendication 5 et qui comprend, en outre, une étape (MCc) de calcul de contamination qui calcule, à partir du terme source (S (t) ) , de données géométrique supplémentaires (GI2) et de données d'environnement (DE) , des valeurs d'impact
(V (t)) de l'accident de criticité sur l'homme et/ou l'environnement, les valeurs d'impact (V (t)) participant à l'étape de diagnostic (MD) de telle sorte que, durant l'étape de diagnostic, des variations temporelles des valeurs d' impact sont calculées et la donnée de faisabilité d' intervention est proposée après analyse des variations temporelles de dose et des variations temporelles des valeurs d'impact.
7. Procédé selon l'une quelconque des revendications 5 ou 6 dans lequel l'étape (MCD) de calcul de doses, en temps réel, du rayonnement nocif présent dans l'installation comprend les étapes suivantes :
- détermination de coefficients d' atténuation des matériaux qui constituent les parois verticales et les planchers de l'installation et, plus généralement, tout écran susceptible d'être placé sur une trajectoire du rayonnement nocif,
- détermination, à partir des données géométriques de l'installation (GIl), entre un plan source (PE) sensiblement perpendiculaire aux parois verticales de l'installation et qui contient un point source (E) représentatif de la source à l'origine de l'accident et un plan de visualisation (Pv) parallèle au plan source, d'un ensemble de plans caractéristiques (P-,) perpendiculaires au plan source et contenant, chacun, le point source (E) et au moins une arête de jonction entre deux parois verticales de l'installation;
- balayage angulaire (θ) des plans caractéristiques autour d'un axe (Zp) perpendiculaire au plan source et passant par le point source (E) pour définir au moins un plan de calcul (Pc) ; - détermination, pour le plan de calcul, d'un ensemble de droites caractéristiques (Q3), chaque droite caractéristique passant par le point source (E) et par au moins un point situé à la jonction de deux arêtes de jonction ; - sur une droite de calcul (D) située à l'intersection du plan de visualisation et du plan de calcul, détermination de positions de points d' intersection entre la droite de calcul et les droites caractéristiques ;
- parmi les points d' intersection présents sur la droite de calcul, sélection des points d'intersection
ΔD situés dans des zones à l'air libre de l'installation ;
- calcul de la dose de rayonnement d(ΔD) présente en chaque point Δ-, , à partir du nombre de fissions en fonction du temps, d'une distance qui sépare le point source (E) du point ΔD et des coefficients d'atténuation des matériaux constitutifs des parois verticales et/ou des planchers et/ou de tout écran qui séparent le point source (E) du point Δ-, .
8. Procédé selon la revendication 7 qui comprend, en outre, les étapes suivantes :
- une comparaison des doses d(ΔD) calculées avec des intervalles de doses prédéterminés de telle sorte que : si deux doses calculées d(ΔD) et d(ΔD+i) pour deux points d' intersection sélectionnés consécutifs ΔD et ΔD+i appartiennent à un même intervalle de doses, une même zone d'appartenance (Z1) est affectée aux deux doses calculées, et sinon, une dose de rayonnement d ( (ΔD+ΔD+i) /2) est calculée au point milieu situé entre les deux points consécutifs ΔD et ΔD+i et il est recherché par dichotomie un ou des points Δk dont la dose d(Δk) est une limite d'intervalle de dose, une même zone d' appartenance étant affectée entre deux points consécutifs appartenant au même intervalle de doses,
- une formation de courbe isodose le long de la droite de calcul, en fonction des zones d'appartenance affectées aux doses de rayonnement calculées.
9. Procédé selon la revendication 8, dans lequel le balayage angulaire est effectué sur 360 degrés de telle sorte qu'un ensemble de courbes isodoses établies le long d'un ensemble de droites de calcul sont rassemblées pour constituer une représentation des isodoses dans l'ensemble du plan de visualisation.
10. Procédé selon l'une quelconque des revendications 7 à 9, dans lequel la dose de rayonnement présente au point d' intersection sélectionné est donnée par l'équation : - D0(P) est la dose calculée, en l'absence de murs et d'écrans, en un point arbitraire prédéterminé (P) situé, sur le trajet du rayonnement qui se propage entre le point source (E) et le point Δ-, , à une distance Io du point source E, - Cd est un coefficient de correction de distance tel que : c Λ où Io est la distance mentionnée précédemment et 1 la distance du point source (E) au point Δ-, , et - K(Mk) est le coefficient d'atténuation calculé d'un matériau Mk traversé par un rayonnement qui se propage entre le point source E et le point ΔD .
11. Procédé selon la revendication 10, dans lequel le coefficient d' atténuation K(Mk) est donné par la formule :
K(Mk) = gxW+K0, où
- W est une grandeur qui représente l'épaisseur traversée du matériau Mk ,
- g est un coefficient connu caractéristique du matériau Mk ,
- K0 est un terme connu qui dépend de la source de rayonnement et du matériau Mk .
12. Procédé selon la revendication 11, dans lequel la grandeur W est définie en fonction de l'angle α que fait la direction du rayonnement avec la normale à la paroi verticale de matériau Mk de telle sorte que : pour un angle α compris entre 0° et une valeur limite prédéterminée alim (0< αiim< π/2) , W est l'épaisseur réelle de matériau traversé, et pour un angle α compris entre la valeur limite prédéterminée αiim et π/2, W est l'épaisseur de matériau traversé d'un rayonnement dont la direction avec la normale à la paroi de verticale est l'angle
CXlirn-
13. Procédé selon l'une quelconque des revendications 5 à 12, dans lequel le rayonnement nocif est un rayonnement gamma ou une émission de neutrons.
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