FR 3153914 A1 20250411 FR 2310733 A 20231006 Il est proposé un système informatique (10) de gestion de la fiabilité d’au moins un système de sûreté (S n ) d’un dispositif nucléaire (20). Le système (10) comprend: un module (110) de réception de données d’entrée relatives au système (S n ); un module (120) de génération d’une base de données relationnelle (120-10); un module (130) de modélisation d’EPS générant un ensemble de coupes minimales représentant chacune une conjonction minimale de défaillances provoquant la défaillance du système (S n ); un module (140) de traitement des coupes déterminant des probabilités de défaillance associées chacune à une modalité du système (S n ). Le système (10) détermine en outre au moins un indicateur de criticité relatif à la contribution des modalités à la probabilité totale d’atteindre un événement redouté, l’indicateur de criticité étant utilisé pour améliorer la fiabilité du système (S n ) en phase de conception et/ou en phase de production du dispositif nucléaire. Figure pour l’abrégé : [Fig.2] Système et procédé de gestion de la fiabilité de systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire La présente invention concerne de manière générale les systèmes de sûreté, et en particulier un système et un procédé de gestion de la fiabilité de systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire. Les Etudes Probabilistes de Sûreté (EPS ou PSA pour Proba bi listic Safety Assessment en anglais) sont des méthodes d’évaluation des risques consistant à étudier le fonctionnement des systèmes de sauvegarde dans les scénarios d’accident nucléaire. En particulier, la modélisation d’Etudes Probabilistes de Sûreté de niveau 1 permet l’identification et l’analyse des scénarii accidentels, en vue de la quantification de la fréquence de fusion du cœur d’un réacteur nucléaire. De ce fait, une telle modélisation permet d’identifier les points faibles d’une installation nucléaire pour lesquels des modifications de conception et/ou d’exploitation (c’est-à-dire de production) peuvent être utiles, voire s’avérer nécessaires (importance des différents évènements initiateurs potentiels et du matériel permettant de prévenir et de limiter les conséquences des accidents). Par exemple, en phase de conception, une telle modélisation peut être utilisée pour effectuer des choix de sûreté et/ou pour vérifier la cohérence d’ensemble de la gestion, ainsi que la minimisation des incidents et accidents. En phase de production, une telle modélisation permet également l’optimisation des coûts de modifications par rapport au gain attendu vis-à-vis du niveau global de sûreté. Il existe des systèmes connus d’estimation et d’amélioration de la fiabilité de systèmes de sûreté d’installation nucléaire utilisant les Etudes Probabilistes de Sûreté pour étudier ces systèmes de sûreté. Cependant, les Etudes Probabilistes de Sûreté utilisent des milliers d’événements encodés en fonction du système d’appartenance d’un composant étudié, de son repère sur les schémas de conception, du type de composant, et de son mode de défaillance. La modélisation d’Etudes Probabilistes de Sûreté génère alors des dizaines de milliers de résultats représentant des conjonctions minimales d’événements provoquant la défaillance des systèmes de sûreté étudiés. Ainsi, il est difficile pour des utilisateurs spécialistes et a fortiori non spécialistes de pouvoir analyser rapidement de tels résultats et d’en extraire des informations pertinentes. Il existe ainsi un besoin pour un système et un procédé amélioré de gestion de la fiabilité de systèmes de sûreté d’installation nucléaire. La présente invention vient améliorer la situation en proposant un système informatique de gestion de la fiabilité d’au moins un système de sûreté d’un dispositif nucléaire. Le système informatique comprend : - un module de réception de données d’entrée relatives au au moins un système de sûreté ; - un module de génération d’une base de données relationnelle construite à partir d’au moins une partie des données d’entrée reçues ; - un module de modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté du au moins un système de sûreté configuré pour générer un ensemble de coupes minimales à partir d’au moins une partie des données d’entrée, chaque coupe minimale représentant une conjonction minimale de défaillances provoquant la défaillance d’au moins un système parmi le au moins un système de sûreté ; - un module de traitement de l’ensemble de coupes minimales pour déterminer, pour chaque coupe minimale, une pluralité de probabilités de défaillance associées chacune à une modalité du au moins un système de sûreté à partir de la base de données relationnelle. Le système informatique est en outre configuré pour déterminer au moins un indicateur de criticité relatif à la contribution d’au moins une des modalités à la probabilité totale d’atteindre un événement redouté, à partir des pluralités de défaillances déterminées pour les coupes minimales de l’ensemble de coupes minimales, le au moins un indicateur de criticité étant utilisé pour améliorer la fiabilité du au moins un système de sûreté en phase de conception et/ou en phase de production du dispositif nucléaire. Avantageusement, le système informatique peut en outre être configuré pour appliquer au moins une action de remédiation en fonction du au moins un indicateur de criticité pour améliorer la fiabilité du au moins un système de sûreté du dispositif nucléaire. Dans des modes de réalisation, l’action de remédiation peut consister à ajouter des systèmes de sauvegarde supplémentaires, à diversifier et/ou à modifier les familles de matériel ou les types de composants par exemple en phase de conception du dispositif nucléaire, ou à déclencher ou à améliorer une maintenance prédictive en phase de production du dispositif nucléaire. Les données d’entrée peuvent comprendre au moins des éléments suivants : - des Arbres de Défaillance ; - des Arbres d’Evènements ; - une liste d’évènements de base ; - une liste d’évènements de défaillances de mode commun ; - des paramètres de probabilité de défaillance à la sollicitation ; - des paramètres de probabilité de défaillance en fonctionnement ; - des paramètres de temps de mission ; - des paramètres du modèle de fiabilité beta ou MGL. Selon certains modes de réalisation, le module de génération peut être apte à traduire les données d’entrée pour former une pluralité de fichiers décomposés, et apte à initialiser la base de données relationnelle à partir de tables de données et d’informations selon une organisation prédéfinie des données d’entrée, le module de génération étant en outre apte à traduire les fichiers décomposés pour alimenter les tables. Le module de modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté peut comprendre un logiciel de calcul de probabilité de risque, comme le logiciel RiskSpectrum®, pour générer l’ensemble de coupes minimales. En variante, le module de traitement peut comprendre une unité de décodage configurée pour appliquer, à chaque coupe minimale, une analyse lexicale et syntaxique de la structure d’une partie ou de l’ensemble des littéraux de la coupe minimale, l’unité de décodage étant en outre configurée pour construire et appliquer une pluralité de requêtes d’extraction de données alphanumériques à partir de l’analyse, le module de traitement étant en outre configuré pour déterminer au moins une des modalités du au moins un système de sûreté et la pluralité de probabilités de défaillance. Dans des modes de réalisation, les coupes minimales de l’ensemble de coupes à traiter peut comprendre un littéral unique correspondant à un évènement de base défini à la sollicitation, la pluralité de probabilités de défaillance associée correspondant à la probabilité de défaillance à la sollicitation de l’événement de base. Avantageusement, au moins une des coupes minimales de l’ensemble de coupes à traiter peut comprendre un littéral unique correspondant à un évènement de base défini en fonctionnement, la pluralité de probabilités de défaillance associée étant déterminée en fonction de la probabilité de défaillance en fonctionnement et de la valeur du temps de mission de l’événement de base suivant une loi exponentielle. Au moins une des coupes minimales de l’ensemble de coupes à traiter peut comprendre un littéral unique correspondant à un évènement relatif à une défaillance de cause commune, la pluralité de probabilités de défaillance associée étant déterminée en fonction de paramètres du modèle de fiabilité beta ou MGL en fonction du nombre d’évènements impliqués dans la défaillance de cause commune. Au moins une des coupes minimales de l’ensemble de coupes à traiter peut comprendre un ensemble de littéraux. Au moins une des modalités de la au moins une des coupes minimales peut être associée à au moins deux littéraux de l’ensemble de littéraux correspondant chacun à un évènement de base et/ou un évènement relatif à une défaillance de cause commune, la probabilité de défaillance associée à la modalité associée étant déterminée en fonction du produit de probabilité de défaillance calculer séparément pour les au moins deux littéraux considérés. Les modes de réalisation de l’invention fournissent également un procédé de gestion de la fiabilité d’au moins un système de sûreté d’un dispositif nucléaire, mis en œuvre par ordinateur. Le procédé comprend au moins les étapes suivantes consistant à: - recevoir des données d’entrée relatives au au moins un système de sûreté ; - générer une base de données relationnelle construite à partir d’au moins une partie des données d’entrée reçues ; - générer un ensemble de coupes minimales issu d’une modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté du au moins un système de sûreté, à partir d’au moins une partie des données d’entrée, chaque coupe minimale représentant une conjonction minimale de défaillances provoquant la défaillance d’au moins un système parmi le au moins un système de sûreté ; - traiter l’ensemble de coupes minimales pour déterminer, pour chaque coupe minimale, une pluralité de probabilités de défaillance associées chacune à une modalité du au moins un système de sûreté à partir de la base de données relationnelle. Le procédé comprend en outre l’étape consistant à déterminer au moins un indicateur de criticité relatif à la contribution d’au moins une des modalités à la probabilité totale d’atteindre un événement redouté, à partir des pluralités de défaillance déterminées pour les coupes minimales de l’ensemble de coupes minimales, le au moins indicateur de criticité étant utilisé pour améliorer la fiabilité du au moins un système de sûreté en phase de conception et/ou en phase de production du dispositif nucléaire. Le système et le procédé de gestion et/ou de contrôle de la fiabilité de systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire selon les modes de réalisation de l’invention permettent d’améliorer l’étude de l’ensemble des résultats de modélisation d’Etudes Probabilistes de Sûreté et de détection de risque de défaillance des systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire. Ils permettent notamment de générer une solution d’analyse synthétique de ces résultats comprenant des données massives. En particulier, les modes de réalisation de l’invention permettent de fournir les caractéristiques des systèmes de sûreté étudiés, et de produire très rapidement et facilement des résultats de synthèse représentant la contribution de chaque mode de défaillance, de chaque matériel, ou encore de chaque fonction élémentaire de systèmes de sûreté étudiés à la probabilité totale d’occurrence de l’événement redouté (i.e. fusion du cœur d’un réacteur nucléaire). Description des figures D’autres caractéristiques, détails et avantages de l’invention ressortiront à la lecture de la description faite en référence aux dessins annexés donnés à titre d’exemples. FIG. 1 La FIG. 1 est un schéma représentant une structure globale comprenant un système informatique de gestion de la fiabilité de systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire, selon des modes de réalisation de l’invention. FIG. 2 La FIG. 2 est un schéma représentant un système informatique de gestion de la fiabilité de systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire, selon des modes de réalisation de l’invention. FIG. 3 La FIG. 3 est un schéma représentant des données d’entrée sous la forme d’un fichier texte de type RSA, selon des modes de réalisation de l’invention. FIG. 4 La FIG. 4 est un schéma représentant un exemple d’organisation des données d’entrée sous forme d’une base de données relationnelle, selon des modes de réalisation de l’invention. FIG. 5 La FIG. 5 est un schéma représentant la décomposition du nom d’un littéral d’une coupe minimale, selon des modes de réalisation de l’invention. FIG. 6 La FIG. 6 est constituée de deux graphiques (a) et (b) illustrant des représentations graphiques issues de l’exploitation du fichier résultat de gestion de la fiabilité de systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire, selon des modes de réalisation de l’invention. FIG. 7 La FIG. 7 est un organigramme représentant un procédé de gestion de la fiabilité de systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire, selon des modes de réalisation de l’invention. Des références identiques sont utilisées dans les figures pour désigner des éléments identiques ou analogues. Pour des raisons de clarté, les éléments représentés ne sont pas à l’échelle. Description détaillée La FIG. 1 représente schématiquement une structure globale 1 comprenant un système informatique 10 de gestion de la fiabilité de N systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire 20 mettant en œuvre un procédé de gestion de la fiabilité, selon certains modes de réalisation de l’invention. Le système informatique 10 est mis en œuvre par au moins un ordinateur 30 en communication avec les différents systèmes de sûreté du dispositif nucléaire 20, par exemple via un nuage informatique 40 (ou « cloud » selon l’expression anglo-saxonne). Les systèmes de sûreté S n sont des systèmes de sauvegarde du dispositif nucléaire dans les scénarios d’accident. Le paramètre ‘n’ désigne un indice associé à un système de sûreté et est un entier compris entre 1 et N. Le nombre N de systèmes de sûreté peut être par exemple un entier positif supérieur ou égal à 1. La sûreté d’un dispositif nucléaire est régie par le fonctionnement de ces systèmes de sauvegarde destinés à assurer le bon fonctionnement de ce dispositif nucléaire. Ces systèmes de sauvegarde comprennent, par exemple, un système de secours d’alimentation en eau du réacteur, un système d’injection de sécurité de bore dans le cœur du réacteur, ou encore un système d’évacuation de la puissance résiduelle du réacteur. Chaque système de sûreté S n comprend une pluralité de composants associés à des modes de défaillance possibles. Le système informatique 10 est configuré pour déterminer un ou plusieurs indicateurs de criticité (appelés également ‘éléments critiques’ ou ‘paramètres de criticité’) liés à la fiabilité du système 20, c’est-à-dire ayant un impact sur la fiabilité des N systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire 20. Le système informatique 10 peut être mis en œuvre en phase de conception et/ou en phase de production des systèmes S n et du dispositif 20. Par exemple et sans limitation, le système informatique 10 peut être adapté pour déterminer un ou plusieurs indicateurs de criticité ayant un impact sur la fiabilité du dispositif nucléaire 20. Un indicateur de criticité peut correspondre ou être associé par exemple à : – une ou plusieurs familles de matériels identifiant la ou les familles de matériel associées à l’ensemble des systèmes S n aptes à contribuer le plus à la probabilité d’atteindre un risque nucléaire. Un risque nucléaire fait référence à un évènement critique (tel que par exemple la fusion du cœur d’un réacteur nucléaire du dispositif nucléaire 20) ; – un ou plusieurs modes de défaillance tels que le ou les modes de défaillance ayant le plus d’impact sur l’ensemble des systèmes S n , ou – un classement d’importance, permettant de classer par ordre d’importance l’influence des différents indicateurs de criticité contribuant le plus à la probabilité d’atteindre un risque nucléaire. Le système 10 est apte à utiliser les indicateurs de criticité déterminés pour améliorer la fiabilité des N systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire 20, en déclenchant une ou plusieurs actions de remédiation. Par exemple, le système 10 peut déclencher une action de modification, en phase de conception, et/ou une action de surveillance en phase de production, de composants ou de familles de matériels identifiées. Une action de remédiation peut être déterminée par un ou plusieurs indicateurs de criticité et des informations déterminées en fonction de critères de sélection. Par exemple les critères de sélection peuvent consister à modifier le fonctionnement des matériels (ou composants) identifiés ayant une probabilité d’indisponibilité et/ou une probabilité de défaillance trop importante (évaluée par rapport à un seuil de comparaison), si les indicateurs de criticité identifient ces familles de matériel, ou bien à modifier les modes de défaillance les plus impactants parmi les modes de défaillance identifiés, si les indicateurs de criticité identifient des modes de défaillance. Les critères de sélection peuvent également consister à modifier par exemple des systèmes élémentaires (correspondant à des sous-systèmes ou des systèmes support de systèmes de sûreté) ayant la plus forte influence sur la fiabilité en fonction d’un ordre de classement d’importance de tels systèmes élémentaires, si les indicateurs de criticité identifient en outre des informations de classement d’importance. La FIG. 2 représente schématiquement le système 10 de gestion de la fiabilité du dispositif nucléaire 20 comprenant un ensemble de modules informatiques, selon certains modes de réalisation de l’invention. Le système 10 de gestion de la fiabilité du dispositif nucléaire 20 peut comprendre un module 110 de réception des données d’entrée (encore appelé unité de réception). La suite de la description sera faite en référence à des données d’entrée compilées et représentées sous la forme d'un fichier texte (ou fichier de compilation), à titre d’exemple non limitatif. De telles données d’entrée comprennent, par exemple et sans limitations, des arbres d’évènements AdEs, des arbres de défaillance AdDs, ou encore une description de la modélisation d’Etudes Probabilistes de Sûreté associée à une durée de scrutation. Il est à noter qu’un arbre d’évènements AdE est associé à un évènement initiateur. Tel qu’utilisé ici, le terme « événement initiateur » fait référence à un événement qui perturbe le fonctionnement normal du dispositif nucléaire 20, conduisant à une dérive de certains paramètres de l’installation (pression, température, réactivité…) à partir duquel une séquence accidentelle et donc un risque nucléaire peuvent se développer. Cet arbre d’évènements AdE permet de modéliser des scénarii en identifiant les différentes périodes ou temps de mission des systèmes et l’ordre chronologique des enchaînements. Un arbre de défaillance AdD permet de modéliser la combinaison d’évènements de base (appelés également défaillances élémentaires) qui pourraient conduire à la défaillance d’un système de sûreté. Ces évènements de base, notés également BEV (acronyme pour l’expression anglo-saxonne correspondante « basic events »), sont caractérisés par des ‘paramètres de fiabilité’ qui sont des probabilités de défaillance si cela concerne la défaillance d’un matériel "à la sollicitation" (c’est-à-dire au démarrage du système de sûreté dont le composant fait partie), des ‘taux de défaillance horaire’ si cela concerne un matériel qui peut tomber en panne "en fonctionnement". La probabilité de tomber en panne après une certaine durée de fonctionnement suit une distribution de probabilité, telle qu’une loi exponentielle des taux de défaillance horaire. Un arbre de défaillance AdD permet également de prendre en compte les défaillances de groupes de composants, désignées par l’expression ‘défaillances par mode commun’ ou ‘défaillance de cause commune’, et notées également CCF (acronyme pour l’expression anglo-saxonne correspondante « common cause failure »). Ces défaillances de groupes de composants sont des défaillances pouvant affecter plusieurs composants redondants pendant la durée de la mission du système de sûreté, et qui ont pour origine des erreurs de conception, de fabrication, de montage ou de maintenance. Il est à noter que si un membre d’un groupe de composants (dit simplement ‘groupe’ ou ‘groupe CCF’) tombe en panne individuellement, alors la fiabilité des autres membres du même groupe se déduit du modèle de cause commune associé. Autrement dit, la probabilité de défaillance d’un composant d’un groupe est dépendante de la probabilité de défaillance des autres composants de ce groupe. En particulier, la probabilité de défaillance des composants d’un groupe peut évoluer de façon croissante avec le nombre de composants défaillants de ce groupe. Par exemple, l’état réparé de chaque évènement de base BEV en panne et réparable se déduit en fonction de la durée de réparation en heure de l’évènement de base. Avantageusement, les données d’entrée peuvent également comprendre des informations complémentaires telles que la liste des BEV des arbres de défaillance AdDs, la liste des CCF comprenant les BEV qui les constituent, une liste de paramètres de probabilité de défaillance "à la sollicitation" (appelés paramètres de « type P01 »), une liste de paramètres de taux de défaillance "en fonctionnement" (appelés paramètres ou de « type P02 »), une liste des paramètres de durée de la mission ou temps de mission (notés paramètres MT), une liste des données de fiabilité de système de sûreté pouvant être par exemple des paramètres du modèle de fiabilité, beta ou MGL, associés à des CCF (notés paramètres , et ), ou encore des informations de réparation pour indiquer si des réparations doivent être considérées et leur durée et/ou un pas de temps en heures, etc. De telles données d’entrée sont construites préalablement, manuellement et/ou automatiquement (i.e. dynamiquement), et constituent une base de données fonctionnelle, appelée également base de connaissance fonctionnelle, de l’ensemble des N systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire 20. En particulier, le fichier texte peut être défini dans un format de type RSA, comme représenté en exemple sur la FIG. 3 , obtenu à partir d’un logiciel de calcul de probabilité de risque, tel que le logiciel RiskSpectrum PSA®. Une base de connaissance fonctionnelle peut comprendre notamment des milliers d’événements de base BEV ou relatifs à des défaillances de cause commune CCF. Le système de gestion de fiabilité 10 comprend également un module 120 de génération d’une base de données relationnelle 120-10 apte à générer une base de données à partir d’une partie ou de l’ensemble des données d’entrée. La base de données relationnelle 120-10 utilise un système de gestion de base de données relationnelle, comme par exemple et sans limitation le système mySQL, et stocke de manière structurée les caractéristiques de l’ensemble des N systèmes de sûreté du dispositif nucléaire 20. La base de données relationnelle 120-10 est apte à fournir les données et les informations qu’elle stocke en réponse à une requête. Un exemple d’organisation des données d’entrée sous la forme d’une telle base de données relationnelle 120-10 est représenté sur la FIG. 4 . Dans cet exemple, un évènement de base BEV peut être caractérisé par un type (ou mode) de défaillance et des paramètres de types P01, P02 er MT, et être associé à un composant matériel et un système élémentaire spécifique. En outre, chaque composant est associé à une ou plusieurs familles de matériel et chaque système élémentaire relève d’un ou plusieurs ensembles fonctionnels. Dans cet exemple également, chaque défaillance de cause commune CCF peut être liée à un ou plusieurs BEV notamment par une table de jointure par exemple, et être caractérisé par les paramètres du modèle de fiabilité MGL lorsqu’il appartient à un groupe CCF. Pour construire une telle base 120-10, le module 120 peut être apte à traduire dynamiquement le fichier de compilation des données d’entrée sous la forme d’une pluralité de fichiers décomposés, qui peuvent alors être analysés individuellement. Cette traduction peut être mise en œuvre en réponse à des requêtes d’extraction de données par exemple. Ainsi, le module 120 peut être apte à générer les fichiers textes suivants : - un fichier « BEV » comprenant le nom et la description des différents évènements de base relatifs par exemple à des paramètres de fiabilité, à la durée de réparation en heure de l’évènement de base, ou à un évènement initiateur ayant probabilité d’occurrence spécifique ; - un fichier « CCF » comprenant la description de groupes de défaillances de composants ayant une cause de défaillance commune avec la liste des évènements de base, dans chaque groupe, et les paramètres du modèle de défaillance ; - des fichiers « P01 », « P02 », « MT », « », « », ou encore « » relatifs aux BEV et CCF. Par ailleurs, le module 120 peut être apte à initialiser la base de données relationnelle 120-10 à partir de tables de données et d’informations à remplir, chaque table étant associée à un élément d’une catégorie définie par exemple selon l’organisation des données d’entrée telle que représentée sur la FIG. 4 , une première catégorie étant associée aux différents évènements de base « BEV », une deuxième étant « CCF », etc. Le module 120 peut ainsi être apte à identifier les différents éléments et informations issus des fichiers décomposés à analyser individuellement et remplir dynamiquement la base de données relationnelle 120-10 préalablement initialisée. En particulier, chaque table de données et d’informations à remplir peut comprendre le nom et/ou l’identifiant (i.e. code) de l’élément reconnu, c’est-à-dire au moins l’abréviation de l’élément défini lors de la construction préalable de la base de données fonctionnelle. Dans des modes de réalisation, le module 120 peut être apte à traduire dynamiquement les fichiers décomposés à analyser individuellement en fichiers analysés intermédiaires (en format texte par exemple). De tels fichiers analysés peuvent permettre d’alimenter (c’est-à-dire de remplir) des tables de données et d’informations correspondant aux éléments associés. De tels fichiers analysés peuvent également permettre de lier ces tables entre elles grâce à la nomenclature des informations de la table de l’élément associé. Par exemple et sans limitation, de tels fichiers analysés peuvent être notamment des fichiers décrivant des systèmes élémentaires et des ensembles fonctionnels (notés fic_se.txt et fic_fe.txt), permettant d’alimenter les tables de données et d’informations de la base 120-10 correspondant aux éléments des catégories « système élémentaire » et « ensemble fonctionnel » respectivement. En outre, les tables peuvent être liées entre elles grâce au code d’un ensemble fonctionnel constituant le début du nom d’un système élémentaire ou d’une partie d’un système élémentaire. Similairement, de tels fichiers analysés peuvent être notamment des fichiers décrivant des types de défaillance, des composants et des familles de matériel (notés type_def.txt, fic_composant.txt et famille_Materiel.txt), permettant d’alimenter et éventuellement de lier les tables d’informations correspondantes de la base de données relationnelle 120-10. Avantageusement, la base de données relationnelle 120-10, et plus précisément l’ensemble et le nombre de tables de données et d’informations associées aux différents éléments et aux différentes catégories, peut être adaptée en réponse à l’insertion (c’est-à-dire au remplissage) de flux de données issu du traitement des fichiers décomposés à analyser individuellement et/ou des fichiers analysés intermédiaires. Il est à noter qu’une modification de la base de connaissance fonctionnelle (i.e. des données d’entrée) peut induire l’implémentation d’une modification (ou mise à jour) de la base de données relationnelle 120-10. Le système de gestion de fiabilité 10 peut comprendre également un module 130 de modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté de système(s) de sûreté S n à partir des données d’entrée issues du module 110 de réception, et en particulier à partir de l’analyse des arbres de défaillance pour estimer la ou les probabilités de défaillance de(s) système(s) S n . Le module 130 de modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté est alors configuré pour générer un fichier de sortie 130-10 comprenant un ensemble de coupes minimales . Tel qu’utilisé ici, le terme « coupe minimale » fait référence à une conjonction (c’est-à-dire une combinaison) minimale de défaillances provoquant la défaillance d’un ou plusieurs systèmes de sûreté S n modélisés, et associée à une probabilité d’occurrence d’indisponibilité et/ou de défaillance de système(s). Une coupe minimale peut ainsi comprendre un ensemble d’évènements de base BEV et/ou d’évènements relatifs à des défaillances de cause commune CCF, correspondant au(x) mode(s) de défaillance d’un ou de plusieurs composants du système de sûreté S n . La conjonction de cet ensemble d’évènements, étudié par le module 130 de modélisation, peut suffire à conduire à la défaillance ou à la perte du système de sûreté S n modélisé. Ainsi chaque coupe minimale MCS j est construite à partir d’un nombre H j d’évènements de base BEV et/ou d’évènements relatifs à des défaillances de cause commune CCF, appelés dans la suite de la description des « littéraux jh de coupe MCS j ». L’indice ‘h’ est utilisé pour désigner le h-ième littéral d’une coupe, et est ainsi compris entre 1 et H j . Les différents nombres H j sont strictement supérieurs à 2 et dépendent de la coupe MCS j . Par exemple et sans limitations, le fichier de sortie 130-10 peut être un fichier comprenant un nombre J de lignes et une pluralité de colonnes. Chaque ligne peut correspondre à une coupe minimale MCS j déterminée par le module 130. L’indice ‘j’ est utilisé pour désigner la j-ième ligne du fichier, et est ainsi compris entre 1 et J, le nombre J étant strictement supérieur à 1. Le fichier de sortie 130-10 peut comprendre une grande quantité de données (c’est-à-dire de gros volumes de données encore appelés « données massives »), correspondant par exemple à plusieurs dizaines de milliers de coupes minimales MCS j à analyser (ou exploiter) pour en déduire un ou plusieurs indicateurs de criticité impactant la fiabilité des N systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire 20. Dans un exemple de fichier de sortie 130-10, des colonnes du fichier associées à une ligne j peuvent comprendre le numéro de coupe minimale MCS j considéré, la probabilité d’occurrence de la coupe j correspondant à la contribution de la coupe minimale MCS j en pourcentage à la probabilité totale d’atteindre l’événement redouté, ou encore l’identifiant de l’événement initiateur de la coupe minimale MCS j . Une ou plusieurs autres colonnes du fichier associée à une ligne j peuvent comprendre respectivement un littéral jh de coupe minimale MCS j (c’est à dire un évènement de base BEV et/ou un évènement relatif à des défaillances de cause commune CCF, parmi l’ensemble d’évènements considérés de la conjonction). A titre d’illustration, une coupe minimale MCS j d’un fichier de sortie 130-10 peut comprendre une probabilité d’occurrence j égale à , une contribution de la coupe à la probabilité totale d’atteindre l’événement redouté égale à , un événement initiateur EI_PP1 équivalent à la « perte d’une pompe primaire », ainsi qu’un nombre H j de littéraux égal à 5, pouvant être représentés par l’expression mathématique (01) suivante : (01) Dans l’expression mathématique (01), le premier littéral j1 est , le deuxième littéral j2 est , le troisième littéral j3 est , le quatrième littéral j4 est , et le cinquième littéral j5 est . Dans des modes de réalisation, les J coupes minimales MCS j du fichier de sortie 130-10 peuvent être classées par ordre décroissant de probabilité d’occurrence de la coupe j . En particulier la première ligne peut correspondre à la coupe minimale MCS 1 ayant la plus forte probabilité d’occurrence 1 déterminée par la mise en œuvre de la modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté de système(s) de sûreté S n à partir des données d’entrée issues du module 110 de réception. De manière à pouvoir exploiter l’ensemble des données massives issues du module 130 de modélisation (pour en déduire un ou plusieurs indicateurs de criticité relatifs par exemple à des familles de matériels et/ou à des modes de défaillance, ou encore à un ordre de classement d’influence des systèmes élémentaires), le système informatique 10 peut comprendre également un module 140 de traitement des J coupes minimales MCS j du fichier de sortie 130-10, et mis en œuvre à partir de la base de données relationnelle 120-10 issue du module 120. En particulier, le module 140 peut être configuré pour générer un fichier dit « fichier résultat » permettant l’amélioration de la gestion de la fiabilité de N systèmes de sûreté S n à partir du traitement des J coupes minimales MCS j . Avantageusement, la suite de la description sera faite en référence à un fichier représenté sous la forme d'un tableau de données, à titre d’exemple non limitatif. Un fichier résultat 140-10 peut contenir U V éléments E uv , chaque élément étant associé à une ligne L u et une colonne C v du tableau. Les indices ‘u’ et ‘v’ sont utilisés pour désigner respectivement la u-ième colonne et la v-ième ligne du tableau de données, et est ainsi compris entre 1 et U, et 1 et V, les nombres U et V étant strictement supérieurs à 1. Pour faciliter la compréhension de l’invention et à titre de simplification, la suite de la description sera faite principalement en référence à un nombre U égale au nombre J de coupes minimales MCS j issu du fichier de sortie 130-10, l’indice ‘u’ étant alors substitué à l’indice ‘j’. De ce fait, chaque ligne L j (ou L u ) correspond alors à une coupe minimale MCS j spécifique. Dans des modes de réalisation, chaque colonne C v peut correspondre à une modalité de catégorie. Tel qu’utilisé ici, le terme « modalité » fait référence à tout composant ou évènement associé au(x) système(s) de sûreté considéré(s). Par exemple et sans limitations, une modalité C v peut être une famille de matériel, un mode de défaillance dit "à la sollicitation" ou un mode de défaillance dit "en fonctionnement" d’un composant, ou encore une catégorie d’un système élémentaire du système de sûreté. Par ailleurs, le module 140 peut être apte à initialiser un tel fichier résultat 140-10 à partir d’un tableau de données à remplir, chaque élément du tableau de données E jv étant initialisé à une valeur nulle. Avantageusement, dans le fichier résultat 140-10, le nombre des colonnes peut être fixé par la modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté mise en œuvre dans le module 130, et le nombre de lignes peut être adapté en fonction du nombre de coupes minimales MCS j résultant de cette modélisation EPS. En particulier, le nombre de lignes du fichier résultat 140-10 initialisé peut s’accroître en réponse à l’insertion (c’est-à-dire au remplissage) de flux de données issu du traitement des coupes minimales MCS j . Pour chaque élément E j v , le module 140 de traitement peut être par la suite configuré pour calculer, pour chaque coupe minimale MCS j , la valeur de probabilité de défaillance de la modalité C v correspondant à la contribution de cette modalité par rapport à la probabilité d’occurrence j de la coupe minimale MCS j . La valeur associée à cet élément E jv est appelée dans la suite de la description « valeur de contribution E jv » et dépend de cette probabilité d’occurrence j . Avantageusement, la valeur de contribution E jv peut notamment être déterminée à partir des données alphanumériques disponibles dans la base de données relationnelle 120-10 à associer à chacun des littéraux jh de la coupe MCS j . Par ailleurs, comme illustré par l’équation (01), chaque littéral jh de la coupe MCS j (i.e. évènement de base BEV ou relatif à une défaillance de cause commune CCF) est construit (ou encodé) selon un certain nombre K jh de tronçons jhk . L’indice ‘k’ est utilisé pour désigner le k-ième tronçon d’un littéral d’une coupe, et est ainsi compris entre 1 et K jh . Les différents nombres K jh sont strictement supérieurs à 2 et dépendent du littéral jh de la coupe MCS j . Ainsi, chaque tronçon jhk correspond à un élément d’encodage du littéral jh considéré. Un tronçon peut correspondre à l’identifiant codant le système élémentaire d’appartenance du composant examiné, le type de composant, son repère sur les schémas de conception (ex. numéro d’identification), la famille de matériel, ou encore le mode de défaillance associé, comme illustré sur la FIG. 5 . Avantageusement, le module 140 de traitement des J coupes minimales MCS j peut comprendre une unité 1402 de décodage configurée pour appliquer une analyse lexicale et syntaxique de la structure d’une partie ou de l’ensemble des littéraux associés à chaque coupe minimale MCS j traitée. Par exemple et sans limitations, l’unité 1402 peut être configurée pour identifier chaque littéral d’une coupe minimale MCS j comme étant soit un évènement de base BEV ou un évènement relatif à une défaillance de cause commune CCF. Il est à noter que le littéral d’un évènement relatif à une défaillance de cause commune CCF commence par la lettre , les autres littéraux ne commençant pas par la lettre étant alors des évènements de base BEV. Le module 140 peut également être configuré pour identifier chaque littéral d’un évènement de base BEV de la coupe minimale MCS j comme étant défini "à la sollicitation" ou défini "en fonctionnement". Dans les notations qui suivent, le littéral d’un évènement BEV défini "à la sollicitation" se terminera par un identifiant alphabétique relatif à une donnée alphabétique de défaillance en fonctionnement, tandis que le littéral d’un évènement BEV défini "en fonctionnement" se terminera par un identifiant numérique relatif à une donnée numérique de temps de mission MT, comme illustré par l’équation (01). En outre, pour chaque littéral de coupes minimales MCS j , le module 140 peut être configuré pour identifier des tronçons ou groupe de tronçons du littéral à partir de la ponctuation du littéral, comme par exemple le tiret « _ » (ou underscore en anglais) ou le trait d’union « - ». A titre d’illustration, dans l’exemple du premier littéral j1 relatif à l’expression (01), c’est-à-dire , un premier tronçon j11 est , un deuxième tronçon j12 est , un troisième tronçon j13 est , un quatrième tronçon j14 est , et un cinquième tronçon j13 est . Ainsi l’analyse lexicale et syntaxique permet d’identifier une défaillance en fonctionnement ( ) relative à un temps de mission correspondant à MT4 ( ) d’un accumulateur électrique ( ) n° dans un tableau de sauvegarde électrique BT DC ( ). Dans un autre exemple, l’événement de base noté « » correspond au refus d’ouverture à la sollicitation ( ) de la vanne d’air ( ) n° identifiée sur le système d’évacuation de la puissance résiduelle situé en cuve pour un réacteur de type RNRNa ( ). De même, l’événement noté « » correspond à une défaillance de cause commune de 3 éléments ( ) d’un groupe constitué de 8 évènements de base ( ), et concerne un mode d’ouverture intempestive ( ) d’un composant contacteur ( ) n°2 identifié sur un tableau de sauvegarde électrique BT DC ( ) relatif à un temps de mission correspondant à MT3 ( ). L’événement noté « » correspond à une défaillance de tous les éléments de base ( ) d’un groupe de défaillances de cause commune constitué de 2 évènements ( ), associé à un refus d’ouverture ( ) de vannes repérées par 1 ( ) identifiées sur chaque file du système d’évacuation de la puissance résiduelle situé en cuve ( ) pour un réacteur de type RNRNa. Dans des modes de réalisation, suite au décodage de chaque littéral jh (c’est-à-dire de chaque tronçons jhk associés) pour une coupe minimale MCS j , l’unité 1402 peut être configurée pour déterminer l’ensemble des modalités C v relatives à la coupe minimale MCS j . Cette détermination peut être également mise en œuvre à partir d’une ou plusieurs requêtes d’extraction de données alphabétiques destinées à la base de données relationnelle 120-10 relative à une partie ou à l’ensemble des tronçons jhk considérés associés à la coupe minimale MCS j . Dans l’exemple de l’événement de base « », l’unité 1402 peut être configurée pour extraire les informations (i.e. données alphabétiques) de la modalité de l’ensemble fonctionnel et de la modalité de la famille de matériel associées à ce littéral et pour les définir éventuellement comme des modalités C v relatives à l’événement de base de la coupe considérée, c’est-à-dire respectivement à la catégorie des systèmes électriques (pour la donnée alphabétique ), ou encore à une catégorie dite non répertoriée (pour la donnée alphabétique ). L’unité 1402 peut également être apte à mettre en œuvre une ou plusieurs requêtes d’extraction de données numériques destinées à la base de données relationnelle 120-10 en relation avec une partie ou à l’ensemble des tronçons jhk considérés associés à la coupe minimale MCS j . Egalement, dans l’exemple où de l’événement de base « », l’unité 1402 peut être configurée pour extraire les données numériques correspondant à la valeur du temps de mission MT (par exemple ) et à la probabilité de défaillance en fonctionnement (par exemple ). Avantageusement, pour chaque modalité C v considérée par rapport à la coupe minimale MCS j , le module 140 de traitement peut être configuré pour calculer la valeur de contribution (i.e. probabilité) de chaque élément E jv à remplir dans le tableau de données du fichier résultat 140-10, à partir des extractions de données numériques déterminées par l’unité 1402 de décodage. Dans des modes de réalisation où une coupe minimale MCS j comprend un littéral unique j 1 correspondant à un évènement de base BEV défini "à la sollicitation", pour chaque modalité C v relative à la coupe minimale MCS j (c’est-à-dire au littéral unique j1 ), la valeur unique des éléments E jv considérés peut correspondre à la probabilité de défaillance à la sollicitation (i.e. paramètre P01) de l’événement de base BEV multipliée par la probabilité d’occurrence de l’évènement initiateur considéré. Dans l’exemple de l’événement de base « », les modalités C v (contributions) identifiées à une coupe peuvent être : - la défaillance de refus d’ouverture à la sollicitation ( ), - la vanne d’air ( ), - le composant 1301 identifié, et - le système d’évacuation de la puissance résiduelle situé en cuve pour un réacteur de type RNRNa ( ). Ainsi, chaque élément E jv du tableau de données relatif à une des modalités C v identifiées peut avoir une valeur de contribution (i.e. probabilité) égale à la probabilité à la sollicitation, c’est-à-dire par exemple une valeur égale à . Dans des modes de réalisation où une coupe minimale MCS j comprend un littéral unique j1 correspondant à un évènement de base BEV défini "en fonctionnement", pour chaque modalité C v relative à la coupe minimale MCS j (c’est-à-dire au littéral unique j1 ), la valeur unique des éléments E jv considérés peut être déterminée en fonction de la probabilité de défaillance en fonctionnement (i.e. paramètre ou P02) et de la valeur du temps de mission MT indiqué de l’événement de base BEV. En particulier, la valeur unique des éléments E jv peut être la probabilité calculée définie à partir d’une loi exponentielle décrite dans l’équation (02) suivante : (02) Dans l’exemple de l’événement de base « », les modalités C v (contributions) identifiées à une coupe peuvent être : - la défaillance en fonctionnement ( ), - l’accumulateur électrique ( ), - le tableau de sauvegarde électrique BT DC ( ), et - les modalités identifiées à partir de la base de données relationnelle 120-10, c’est-à-dire la catégorie des systèmes électriques ( ) et une catégorie dite non répertoriée ( ). Ainsi, chaque élément E jv du tableau de données relatif à une des modalités C v identifiées peut être égal au calcul de la probabilité décrite dans l’équation (02) précédente, c’est-à-dire qu’il peut avoir par exemple une valeur égale à . Dans des modes de réalisation où une coupe minimale MCS j comprend un littéral unique j1 correspondant à un évènement relatif à une défaillance de cause commune CCF, pour chaque modalité C v relative à la coupe minimale MCS j (c’est-à-dire au littéral unique j1 ), la valeur unique des éléments E jv peut être déterminée en fonction du modèle β ou MGL de défaillance de cause commune et les paramètres associés définis en fonction du nombre d’évènements impliqués dans la défaillance de cause commune. En particulier, il est à noter qu’un évènement CCF correspond à une défaillance de cause commune d’un groupe constitué de R évènements de base, et est associé à une défaillance de r éléments parmi ces R évènements de base. Ainsi, la valeur unique de ces éléments E jv peut être la probabilité calculée définie à partir de la formule générale du modèle MGL pour les études RiskSpectrum PSA®, décrite selon l’équation (03) suivante : (03) Dans l’équation (03), les éléments correspondent chacun à la probabilité (P01 ou ) associée à l’évènement de base considéré parmi les r évènements de base impliqués. En outre, l’élément correspond au nombre de combinaisons de évènements de base BEV de taille (r-1) parmi l’ensemble des BEV du groupe CCF considéré privé d’un sous-ensemble d’éléments de taille (R-1). Les différents éléments correspondent à un paramètre , ou du modèle de fiabilité beta ou MGL, associés à l’évènement de base considéré. Dans l’exemple précédent où l’évènement CCF « », les modalités C v (contributions) identifiées à une coupe peuvent être au moins : - le mode d’ouverture intempestive ( ), - le tableau de sauvegarde électrique BT DC ( ), - le composant contacteur ( ), - ainsi qu’éventuellement des modalités identifiées à partir de la base de données relationnelle 120-10, c’est-à-dire par exemple la catégorie des systèmes électriques ( ) et une catégorie dite non répertoriée ( ). Cet évènement relatif à une défaillance de cause commune CCF étant associé des 3 évènements de base définis selon une défaillance en fonctionnement, les éléments correspondent au calcul de la probabilité décrite dans l’équation (02) précédente. Les données numériques issues de l’extraction de données mise en œuvre par unité 1402 peuvent correspondent à la valeur du temps de mission MT (par exemple ) et aux valeurs des paramètres du modèle de défaillance MGL (par exemple , et pour le groupe constitué de 8 évènements de base ). Ainsi, chaque élément E jv du tableau de données relatif à une des modalités C v identifiées dans ce cas peut être égal au calcul de la probabilité calculée adaptée de l’équation (03) précédente, c’est-à-dire selon l’équation (04) suivante : (04) Dans des modes de réalisation où une coupe minimale MCS j comprend un ensemble de littéraux jh , pour chaque modalité C v identifiée relative à la coupe minimale MCS j , le module 140 de traitement (par exemple l’unité 1402 de décodage) peut être configuré pour déterminer la redondance des modalités C v (contributions) identifiées sur les différents littéraux jh d’une coupe minimale MCS j . En particulier, dans des modes de réalisation où l’ensemble des littéraux jh d’une coupe minimale MCS j correspond à des évènements de base BEV définis "à la sollicitation", dans le cas où une modalité C v apparaît dans un seul littéral de la coupe minimale MCS j (c’est-à-dire pas de redondance), la valeur de l’élément E jv associé peut correspondre à la probabilité de défaillance à la sollicitation (i.e. paramètre P01) de l’événement de base BEV considéré. Dans le cas où une modalité C v apparaît dans un nombre X de littéraux de la coupe minimale MCS j (c’est-à-dire redondance, pour un nombre X étant un entier positif supérieur ou égal à 2), la valeur de l’élément E jv associé peut correspondre au produit des probabilités de défaillance à la sollicitation (i.e. paramètre P01 x ) des X événements de base BEV considérés comme décrite dans l’équation (05) suivante : (05) Dans des modes de réalisation où l’ensemble des littéraux jh d’une coupe minimale MCS j correspond à des évènements de base BEV définis "en fonctionnement", dans le cas où une modalité C v n’a pas de redondance, la valeur de l’élément E jv associé peut correspondre à la probabilité associée décrite dans l’équation (02). Dans le cas où une modalité C v apparaît dans un nombre X de littéraux de la coupe minimale MCS j (c’est-à-dire redondance, pour un nombre X étant un entier positif supérieur ou égal à 2), la valeur de l’élément E jv associé peut correspondre au produit des probabilités x des X événements de base BEV considérés comme décrite dans l’équation (06) suivante : (06) Dans des modes de réalisation où l’ensemble des littéraux jh d’une coupe minimale MCS j correspond à des évènements de base BEV définis "à la sollicitation" et "en fonctionnement", dans le cas où une modalité C v n’a pas de redondance, la valeur de l’élément E jv associé peut correspondre à la probabilité (P01 ou ) associée. Dans le cas où une modalité C v apparaît dans un nombre X de littéraux de la coupe minimale MCS j (c’est-à-dire redondance pour un nombre X étant un entier positif supérieur ou égal à 2), la valeur de l’élément E jv associé peut correspondre au produit des probabilités (P01 et ) des X événements de base BEV considérés. A titre d’illustration, pour la coupe minimale MCS j noté « » le premier littéral j1 est associé à une probabilité de défaillance à la sollicitation P01 et le deuxième littéral j2 est associé à une probabilité calculée, définie à partir en fonction de la probabilité de défaillance en fonctionnement P02 et de la valeur du temps de mission MT4. Ainsi, la valeur de l’élément E jv du tableau de données relative à la modalité C v identifiée du système élémentaire ( ) peut être égale au produit des probabilités associés aux littéraux considérés, c’est-à-dire par exemple une valeur égale à . Il est à noter que dans cet exemple, la valeur de l’élément E jv du tableau de données relative aux modalités C v identifiées au composant « vanne d’air », au matériel « vanne » (issues du premier littéral j1 ) peut être égale à la probabilité de défaillance à la sollicitation P01, tandis que la valeur de l’élément E jv du tableau de données relative aux modalités C v identifiées au composant « pompe électromagnétique », au matériel « alimentation eau » (issues du deuxième littéral j2 ) peut être égale à la probabilité de défaillance à la probabilité calculée. Dans des modes de réalisation où l’ensemble des littéraux jh d’une coupe minimale MCS j correspond à des évènements de base BEV et un évènement relatif à une défaillance de cause commune CCF, dans le cas où une modalité C v n’a pas de redondance, la valeur de l’élément E jv associé peut correspondre à la probabilité (P01, ou ) associée. Dans le cas où une modalité C v apparaît dans un nombre X de littéraux de la coupe minimale MCS j (c’est-à-dire redondance pour un nombre X étant un entier positif supérieur ou égal à 2), la valeur de l’élément E jv associé peut correspondre au produit des probabilités calculés séparément ( et P01 et/ou ) pour les X événements considérés. Le système de gestion de fiabilité 10 peut comprendre en outre un module 150 d’exploitation du fichier résultat 140-10 issu du module 140 de traitement. En particulier, le module 150 d’exploitation peut être configuré pour calculer, pour chaque modalité C v , la somme v de toutes les valeurs de contribution E jv de la modalité C v associée sur l’ensemble des coupes minimales MCS j , tel que décrit dans l’équation (07) suivante : (07) Dans l’équation (07), la valeur de la somme v associé à la modalité C v représente un indicateur de criticité du ou des systèmes de sûreté étudiés permettant d’améliorer la fiabilité du ou des systèmes de sûreté S n étudiés du dispositif nucléaire 20. Dans des modes de réalisation, le module 150 d’exploitation peut être configuré pour générer des représentations graphiques et/ou synthétiques permettant d’analyser les données du fichier résultat 140-10. Par exemple, le module 150 peut être configuré pour générer des graphiques de synthèse, tels que des camemberts et matrices de corrélations, représentant les résultats des valeurs des sommes v associées à chacune des modalités C v identifiées du ou des systèmes de sûreté S n étudiés. L’analyse de ces représentations graphiques et/ou synthétiques permet de reconnaître rapidement et facilement les informations les plus pertinentes (c’est-à-dire les probabilités totales d’occurrence de l’événement redouté) relatives par exemple aux contributions (à la probabilité d’atteindre un risque nucléaire) les plus importantes parmi les modes de défaillance (illustré par exemple sur FIG. 6 [a]) ou encore aux contributions les plus importantes parmi les ensembles fonctionnels (illustré par exemple sur FIG. 6 [b]). Comme mentionné précédemment, ces indicateurs de criticité peuvent permettent d’améliorer la fiabilité des N systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire 20 en déclenchant des actions de remédiation. En phase de conception, ces indicateurs de criticité peuvent par exemple permettre de déclencher via le système 10 une action de modification du dispositif nucléaire 20 consistant à ajouter des systèmes de sauvegarde supplémentaires, à diversifier et/ou à modifier les familles de matériel ou les types de composants, à modifier l’architecture de certains systèmes élémentaires, ou encore à valider la conception des systèmes de sûreté permettant de mettre en œuvre une phase de fabrication matérielle du dispositif nucléaire 20. En phase de production, ces indicateurs de criticité peuvent par exemple permettre de déclencher via le système 10 une action de surveillance du dispositif nucléaire 20 consistant à déclencher, à mettre en place ou à améliorer la maintenance prédictive du dispositif nucléaire 20. Avantageusement, le système de gestion de fiabilité 10 peut comprendre une mémoire 180 configurée pour stocker les données d’entrée, la base de données relationnelle générée 120-10, le fichier de sortie 130-10, le fichier résultat 140-10, et/ou les éléments de post-traitement du le fichier résultat. La FIG. 7 est un organigramme décrivant le procédé d’amélioration et d’amélioration de la fiabilité de N systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire 20, mis en œuvre par un système informatique 10, selon des modes de réalisation de l’invention. A l’étape 710, des données d’entrée sont reçues dans le système informatique 10 de gestion de la fiabilité de systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire via un module 110 de réception. A l’étape 720, une base de données relationnelle 120-10 est générée à partir d’une partie ou de l’ensemble des données d’entrée. A l’étape 730, une modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté est appliquée à partir d’une partie ou de l’ensemble des données d’entrée pour générer un fichier de sortie 130-10 comprenant un ensemble de coupes minimales MCS j . A l’étape 740, les coupes minimales MCS j sont traitées en fonction de la base de données relationnelle à partir de la base de données relationnelle 120-10 pour générer un fichier résultat 140-10, avantageusement sous la forme d'un tableau de données, comprenant pour chaque coupe minimale MCS j un ensemble de probabilités de défaillance d’une modalité C v de systèmes de sûreté d’un dispositif nucléaire (c’est-à-dire un type de composant, une famille de matériel, une mode de défaillance "à la sollicitation" ou "en fonctionnement" d’un composant, ou encore une catégorie d’un système élémentaire du système de sûreté par exemple). A l’étape 750, les résultats de traitement des coupes minimales MCS j sont utilisés pour déterminer des indicateurs de criticité relatifs à la contribution de chaque modalité de systèmes de sûreté par rapport à la probabilité totale d’atteindre l’événement redouté. L'homme du métier comprendra aisément que certaines étapes peuvent être réalisées de manière simultanée et/ou selon un ordre différent, par exemple selon un ordre défini par le système informatique 10. Avantageusement, il est à noter que l’analyse les arbres de défaillance (et donc un tel module 130) peut être mise en œuvre à partir d’un logiciel de calcul de probabilité de risque, comme le logiciel RiskSpectrum®, utilisant une approche de détermination et de calcul des coupes minimale (c’est-à-dire d’estimation des probabilités de scénarios défaillants ou d’indisponibilité) basée sur des diagrammes de décision binaire (ou BDD pour Binary Decision Diagram en anglais) permettant d’estimer des probabilités d’indisponibilité ou de défaillance du ou des systèmes de sauvegarde avec des temps de calcul raisonnables. L’homme du métier comprendra que le module 130 de modélisation d’Etudes Probabilistes de Sûreté du système de sûreté S n peut utiliser d’autres logiciels et d’autres approches pour analyser les arbres de défaillance. Par exemple et sans limitations, le module 130 peut utiliser une approche basée sur les réseaux de Petri développée par les sociétés Framatome et Technicatome, ou encore l’approche dite BDMP (pour acronyme pour l’expression anglo-saxonne correspondante « Boolean Logic Driven Markov Processes »), développée par la société EDF®, et basée sur une modélisation par processus de Markov comme décrit dans l’article « Boolean approximation for calculating the reliability of a very large ESREL », Glasgow, Scotland, 2016 par Bouissou et Hernu. Les résultats des calculs par ces méthodes produisent des ensembles de coupes minimales associées à des probabilités d’occurrence. L’homme du métier comprendra que l’invention peut être mise en œuvre en tant que programme d’ordinateur comportant des instructions pour son exécution. Le programme d’ordinateur peut être enregistré sur un support d’enregistrement lisible par un processeur. La référence à un programme d'ordinateur qui, lorsqu'il est exécuté, effectue l'une quelconque des fonctions décrites précédemment, ne se limite pas à un programme d'application s'exécutant sur un ordinateur hôte unique. Au contraire, les termes programme d'ordinateur et logiciel sont utilisés ici dans un sens général pour faire référence à tout type de code informatique (par exemple, un logiciel d'application, un micro logiciel, un microcode, ou toute autre forme d'instruction d'ordinateur) qui peut être utilisé pour programmer un ou plusieurs processeurs pour mettre en œuvre des aspects des techniques décrites ici. Les moyens ou ressources informatiques peuvent notamment être distribués ("Cloud computing"), éventuellement selon des technologies de pair-à-pair. Le code logiciel peut être exécuté sur n'importe quel processeur approprié (par exemple, un microprocesseur) ou cœur de processeur ou un ensemble de processeurs, qu'ils soient prévus dans un dispositif de calcul unique ou répartis entre plusieurs dispositifs de calcul (par exemple tels qu’éventuellement accessibles dans l’environnement du dispositif). Le code exécutable de chaque programme permettant au dispositif programmable de mettre en œuvre les processus selon l'invention, peut être stocké, par exemple, dans le disque dur ou en mémoire morte. De manière générale, le ou les programmes pourront être chargés dans un des moyens de stockage du dispositif avant d'être exécutés. L'unité centrale peut commander et diriger l'exécution des instructions ou portions de code logiciel du ou des programmes selon l'invention, instructions qui sont stockées dans le disque dur ou dans la mémoire morte ou bien dans les autres éléments de stockage précités. Le système informatique 10 peut être implémenté sur une unité de calcul distribué comprenant une pluralité de cœurs physiques (par exemple 16 cœurs). Les modes de réalisation de l’invention sont particulièrement adaptés à une telle implémentation distribuée ainsi qu’à un portage sur des technologies hardware multi-cœur, ce qui permet d’obtenir une réponse rapide à une requête utilisateur quelle que soit la taille du modèle de classification considéré. Le système informatique 10 peut être est implémenté dans différents langages, tels que le langage C++. L'invention n'est pas limitée aux modes de réalisation décrits ci-avant à titre d’exemple non limitatif. Elle englobe toutes les variantes de réalisation qui pourront être envisagées par l'homme du métier. En particulier, l’homme du métier comprendra que l’invention n’est pas limitée aux différents modules du système informatique 10 décrits à titre d’exemple non limitatif. Système informatique (10) de gestion de la fiabilité d’au moins un système de sûreté (S n ) d’un dispositif nucléaire (20), caractérisé en ce que ledit système (10) comprend : un module (110) de réception de données d’entrée (AdDs, AdEs, Datafiab, MTS) relatives audit au moins un système de sûreté (S n ) ; un module (120) de génération d’une base de données relationnelle (120-10) construite à partir d’au moins une partie des données d’entrée reçues (AdDs, AdEs, BEVs, CCFs, P01s, P02s, MTs, , et ) ; un module (130) de modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté dudit au moins un système de sûreté (S n ) configuré pour générer un ensemble de coupes minimales (MCS j ) à partir d’au moins une partie des données d’entrée (AdDs, AdEs, BEVs, CCFs, P01s, P02s, MTs, , et ), chaque coupe minimale (MCS j ) représentant une conjonction minimale de défaillances provoquant la défaillance d’au moins un système parmi ledit au moins un système de sûreté (S n ) ; un module (140) de traitement dudit ensemble de coupes minimales (MCS j ) pour déterminer, pour chaque coupe minimale (MCS j ), une pluralité de probabilités de défaillance (E jv ) associées chacune à une modalité (C v ) dudit au moins un système de sûreté (S n ) à partir de ladite base de données relationnelle (120-10); ledit système (10) étant en outre configuré pour déterminer au moins un indicateur de criticité relatif à la contribution d’au moins une desdites modalités (C v ) à la probabilité totale d’atteindre un événement redouté, à partir des pluralités de défaillances déterminées pour les coupes minimales dudit ensemble de coupes minimales (MCS j ), ledit au moins indicateur de criticité étant utilisé pour améliorer la fiabilité dudit au moins un système de sûreté (S n ) en phase de conception et/ou en phase de production dudit dispositif nucléaire (20). Système informatique (10) selon la revendication 1, dans lequel ledit système (10) étant en outre configuré pour appliquer au moins une action de remédiation en fonction dudit au moins un indicateur de criticité pour améliorer la fiabilité dudit au moins un système de sûreté (S n ) dudit dispositif nucléaire (20). Système informatique (10) selon la revendication 2, dans lequel ladite action de remédiation consiste à ajouter des systèmes de sauvegarde supplémentaires, à diversifier et/ou à modifier les familles de matériel ou les types de composants par exemple en phase de conception dudit dispositif nucléaire (20), ou à déclencher ou à améliorer une maintenance prédictive en phase de production dudit dispositif nucléaire (20). Système informatique (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel lesdites données d’entrée (AdDs, AdEs, BEVs, CCFs, P01s, P02s, MTs, , et ) comprennent au moins des éléments suivants : - des Arbres de Défaillance (AdDs) ; - des Arbres d’Evènements (AdEs) ; - une liste d’évènements de base (BEVs) ; - une liste d’évènements de défaillances de mode commun (CCFs) ; - des paramètres de probabilité de défaillance à la sollicitation (P01s) ; - des paramètres de probabilité de défaillance en fonctionnement (P02s) ; - des paramètres de temps de mission (MTs) ; - des paramètres du modèle de fiabilité beta ou MGL ( , et ). Système informatique (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel ledit module de génération (120) est apte à traduire lesdites données d’entrée (AdDs, AdEs, BEVs, CCFs, P01s, P02s, MTs, , et ) pour former une pluralité de fichiers décomposés, et apte à initialiser ladite base de données relationnelle (120-10) à partir de tables de données et d’informations selon une organisation prédéfinie des données d’entrée (AdDs, AdEs, BEVs, CCFs, P01s, P02s, MTs, , et ), ledit module de génération (120) étant en outre apte à traduire lesdits fichiers décomposés pour alimenter lesdites tables. Système informatique (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel module (130) de modélisation statistique d’Etudes Probabilistes de Sûreté comprend un logiciel de calcul de probabilité de risque, comme le logiciel RiskSpectrum®, pour générer ledit ensemble de coupes minimales (MCS j ). Système informatique (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel ledit module (140) de traitement comprend une unité (1402) de décodage configurée pour appliquer, à chaque coupe minimale (MCS j ), une analyse lexicale et syntaxique de la structure d’une partie ou de l’ensemble des littéraux de ladite coupe minimale (MCS j ), ladite unité (1402) de décodage étant en outre configurée pour construire et appliquer une pluralité de requêtes d’extraction de données alphanumériques à partir de ladite analyse, ledit module (140) de traitement étant en outre configuré pour déterminer au moins une desdites modalités (C v ) dudit au moins un système de sûreté (S n ) et ladite pluralité de probabilités de défaillance (E jv ). Système informatique (10) selon la revendication 7, dans lequel au moins une desdites coupes minimales (MCS j ) dudit ensemble de coupes à traiter comprend un littéral unique correspondant à un évènement de base (BEV) défini à la sollicitation, ladite pluralité de probabilités de défaillance (E jv ) associée correspondant à la probabilité de défaillance à la sollicitation dudit événement de base (BEV). Système informatique (10) selon l’une quelconque des revendications 7 à 8 précédentes, dans lequel au moins une desdites coupes minimales (MCS j ) dudit ensemble de coupes à traiter comprend un littéral unique correspondant à un évènement de base (BEV) défini en fonctionnement, ladite pluralité de probabilités de défaillance (E jv ) associée étant déterminée en fonction de la probabilité de défaillance en fonctionnement et de la valeur dudit temps de mission dudit événement de base (BEV) suivant une loi exponentielle. Système informatique (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel au moins une desdites coupes minimales (MCS j ) dudit ensemble de coupes à traiter comprend un littéral unique correspondant à un évènement relatif à une défaillance de cause commune (CCF), ladite pluralité de probabilités de défaillance (E jv ) associée étant déterminée en fonction de paramètres du modèle de fiabilité beta ou MGL ( , et ) en fonction du nombre d’évènements impliqués dans la défaillance de cause commune. Système informatique (10) selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel au moins une desdites coupes minimales (MCS j ) dudit ensemble de coupes à traiter comprend un ensemble de littéraux, et dans lequel au moins une desdites modalités (C v ) de ladite au moins une desdites coupes minimales (MCS j ) est associée à au moins deux littéraux dudit ensemble de littéraux correspondant chacun à un évènement de base (BEV) et/ou un évènement relatif à une défaillance de cause commune (CCF), la probabilité de défaillance (E jv ) associée à ladite modalité (C v ) associée étant déterminée en fonction du produit de probabilité de défaillance calculer séparément pour lesdits au moins deux littéraux considérés. Procédé de gestion de la fiabilité d’au moins un système de sûreté (S n ) d’un dispositif nucléaire (20), mis en œuvre par ordinateur, caractérisé en ce que le procédé comprend au moins les étapes suivantes consistant à: recevoir (710) des données d’entrée (AdDs, AdEs, Datafiab, MTS) relatives audit au moins un système de sûreté (S n ) ; générer (720) une base de données relationnelle (120-10) construite à partir d’au moins une partie des données d’entrée reçues (AdDs, AdEs, BEVs, CCFs, P01s, P02s, MTs, , et ) ; générer un ensemble de coupes minimales (MCS j ) issu d’une modélisation statistique (730) d’Etudes Probabilistes de Sûreté dudit au moins un système de sûreté (S n ), à partir d’au moins une partie des données d’entrée (AdDs, AdEs, BEVs, CCFs, P01s, P02s, MTs, , et ), chaque coupe minimale (MCS j ) représentant une conjonction minimale de défaillances provoquant la défaillance d’au moins un système parmi ledit au moins un système de sûreté (S n ) ; traiter (740) ledit ensemble de coupes minimales (MCS j ) pour déterminer, pour chaque coupe minimale (MCS j ), une pluralité de probabilités de défaillance (E jv ) associées chacune à une modalité (C v ) dudit au moins un système de sûreté (S n ) à partir de ladite base de données relationnelle (120-10); ledit procédé comprenant en outre l’étape consistant à déterminer au moins un indicateur de criticité relatif à la contribution d’au moins une desdites modalités (C v ) à la probabilité totale d’atteindre un événement redouté, à partir des pluralités de défaillance déterminées pour les coupes minimales dudit ensemble de coupes minimales (MCS j ), ledit au moins indicateur de criticité étant utilisé pour améliorer la fiabilité dudit au moins un système de sûreté (S n ) en phase de conception et/ou en phase de production dudit dispositif nucléaire (20).