Kod Cathare został wywodzi się z projektu kodu ICARE2, który został uruchomiony przez IRSN aby sprostać wymaganiom opracowania narzędzia umożliwiającego analizowanie reaktorów lekkowodnych (PWR, VVER, EPR) oraz umożliwiającego korzystanie z poziomu 2 PSA. Efektem takich wymagań był kod systemowy stworzony z połączenia kodu mechanistycznego codu ICARE2 (używanego do obliczeń degradacji rdzenia) oraz rozwijanego przez CEA, IRSN, EdF oraz AREVA kodu cieplno-przepływowego CATHARE-2.

ICARE/CATARE został zaprojektowany aby oszacować konsekwencje ciężkich awarii obiegu pierwotnym reaktorów PWR na bazie projektów eksperymentalnych programów uruchomionych przez IRSN i partnerów francuskich jak i międzynarodowych.

ICARE/CATHARE został utworzony z połączonych seryjnie modułów gdzie każdy z nich zajmował się szczegółami konkretnych zjawisk: cieplnoprzepływowych, termicznych, mechanicznych, chemicznych, produktami rozpadu, przemieszczaniem się materiałów, osadem, stopieniem rdzenia itd. W wersji V1 użyto poziom 2 PSA aby wykorzystać to w reaktorach mocy ~900 MWe.

W wersji V2 załączono model 3D zjawisk cieplno przepływowych który był w fazie rozwoju oraz potrafił zasymulować wszelkie fizyczne zjawiska, uwzględniając (vessel failure - nie pamiętam jak sie tłumaczy to).

Ten kod systemowy został zaprojektowany aby ułatwić integracje nowych modeli oraz eksperymentalnych platform obliczeniowych.

Faza walidacyjna uwzględniła prace dziesięciu zagranicznych organizacji, m.in:

• około setka "Separate effect tests" (chemicznych, mechanicznych, "reflooding"...)
• około trzydziestu testu degradacji wewnątrznych co umożliwiło zwalidowanie rdzenia oraz modelów degradacji struktur (eksperymenty : PHEBUS, MAESTRO, PBF, QUENCH.. itd.) oraz umożliwiło ze rdzeniem kodu.

Modele zostały również zwalidowane pod kątem sekwencji zdarzeń na bazie wypadku Three Mile Island-2 w celu skonsolidowania kodu w całość.

Środowisko rozwoju cechuję sie wysoko rozwiniętym naukowym podejściem. Badania fundamentalne (prace naukowe oraz studia post-doktoranckie), współpraca z uniwersytetami oraz francuskimi jak i zagranicznymi orgazacjami badawczymi(CEA, IMFT/Toulouse, Kurchatov, IBRAE Institutes, ENEA, itd), nie wspominając uczestnictwa w szeregu projektach europejskich R&D oraz projektach międzynarodowych (OECD, MASCA). Dodatkowo organizowane są cykliczne seminaria dla międzynarodowych użytkowników kodu.

Na tę chwilę najwięcej wysiłku wkładane jest w modelowanie zjawiska "reflooding" w przypadku wyjątkowo poważnie uszkodzenia rdzenia. Planuje się poszerzenia pola zastosowalności kodu o reaktory typu RBMK, reaktory gazowe itd. W dłuższej perspektywie planuje się zintegrowanie tego kodu z kodem ciężkich awarii ASTEC.

Użytkownicy: Tomasz Machtyl, Michał Spirzewski