Le principe du calculateur est d’evaluer, pour un etat quelconque, la contribution a la reactivite de l’insertion des groupes de pilotage et du defaut de puissance (ecart par rapport a la puissance nominale). Le bilan entre ces deux termes permet de comparer, vis-a-vis de la marge d’antireactivite disponible, l’etat actuel du creur a la configuration de reference du calcul theorique.

Ce bilan est affiche et compare a un seuil d’alarme pour limiter sa derive dans le sens de la surinsertion des groupes de pilotage. Dans le calcul theorique de la marge d’antireactivite disponible, l’effet d’insertion des grappes pris en compte correspond a la valeur du seuil d’alarme augmentee des incertitudes de l’algorithme du calculateur. Les differents termes sont representes figure 8.11.

En I’absence de grappes, une baisse de charge, par exemple, entraTne une redistribution de la puissance vers le haut du creur. Cette modification de la repartition spatiale du flux af — fecte l’Axial-Offset qui a tendance dans ces conditions a augmenter. Un role complemen — taire des grappes grises consiste donc a compenser l’effet de redistribution de puissance en « contrant » au mieux l’evolution naturelle de l’Axial-Offset. L’insertion d’un groupe tend a faire decroTtre l’Axial-Offset, puis lorsqu’il atteint la moitie inferieure du creur, a le ramener progressivement a sa valeur initiale. Pour compenser au mieux les variations d’Axial-Offset dues a la puissance, il est indispensable de prevoir un recouvrement entre les differents groupes.

Le role des groupes G1, G2, N1 et N2 est de compenser I’effet en reactivite du aux variations de puissance, d’ou le regroupement sous le nom de Groupes de compensation de puissance (GCP). L’impact sur I’AO est secondaire et releve plus de I’opportunite de deuxieme niveau que de l’objectif de base.

Les GCP sont asservis a la puissance electrique (regulation en boucle ouverte). Ils s’in — serent dans cet ordre et leur position est fonction de la puissance :

• a puissance nominale, les groupes gris sont completement extraits;

• a tout niveau de puissance inferieure a la puissance nominale, l’antireactivite intro­duce par l’insertion des groupes compense le defaut de puissance.

La relation puissance-position de consigne est appelee « courbe de calibrage ». Celle — ci est actualisee experimentalement a intervalles reguliers pour tenir compte de l’usure du combustible (cf. chapitres 6 et 7, essai periodique RGL4).

9.1.3.3.1.2. Boresoluble

Il est utilise pour compenser les variations lentes de reactivite dues :

• a l’empoisonnement xenon,

• a l’usure du combustible.

EDF doit effectuer, pour chaque campagne, une evaluation de la sQrete de la recharge, destinee a prouver que le niveau de sQrete du reacteur est a minima equivalent a celui presente a l’Autorite de sQrete nucleaire dans le Dossier general devaluation de la sQrete pour le type de gestion considere.

Figure 3.6. REP 900 MWe : permutations de families quart et rotations.

Ce dossier expose les etudes de sQrete necessaire pour le demarrage ou la redivergence d’une tranche apres le renouvellement du combustible. Il definit:

Figure 3.7. REP 900 MWe : exemples de scission de families d’assemblages.

difficultes de modelisation), une systematisation et une simplification de la structure de I’analyse de sQrete de la recharge est recherchee.

Ainsi, la methodologie devaluation de la sQrete repose sur la methode des parametres cles definie par les quatre principes suivants :

• verification d’une liste de parametres cles;

• analyse effectuee uniquement sur les fluctuations par rapport a la conception stan­dard de la recharge;

• les calculs effectues avec les « moyens et methodologies standard » d’EDF presentes a l’Autorite de sQrete nucleaire;

• devaluation de la sQrete, debutant sur la base des dernieres informations de la cam — pagne precedente.

Il est alors necessaire de definir:

• un choix de parametres cles caracteristiques et representatifs de devolution de l’in — cident ou de l’accident considere, qui repose sur des calculs simples a mettre en reuvre (marge d’antireactivite, coefficient de temperature moderateur, …);

• des limites a respecter sur la valeur des parametres cles, qui garantissent la « tenue » du creur en situation incidentelle ou accidentelle;

• des limites de sQrete, a verifier pour certains types d’accidents lies aux specificites du plan de chargement.

Au casou un ou plusieurs parametres cles ne respectent pas lesvaleurs limites, une analyse complementaire des accidents impactes est necessaire afin de demontrer le respect des criteres de sQrete, moins restrictifs que les criteres imposes sur les parametres cles.

L’accident de Rupture de tuyauterie vapeur (RTV) classe 4 (rupture complete d’une ligne principale de vapeur, debit a la breche de 5400 tonnes/heure par GV sur le palier 1300 MWe) constitue un bon exemple pour illustrer la demarche de sQrete adoptee dans les etudes. Les conditions les plus penalisantes pour ce type d’accident sont l’arret a chaud en fin de cycle (10 ppm de bore) et la barre la plus antireactive coincee lors de l’arret automatique du reacteur. Le critere de decouplage a respecter est la non-crise d’ebullition. Il faut donc conserver un Rapport d’echauffement critique (REC) superieur au seuil requis :

• REC > 1,45 pour les REP 1300 MWe.

En simplifiant les phenomenes physiques intervenant dans cette situation, le deroule — ment de l’accident est regi par les parametres suivants :

• La Marge d’antireactivite initiale (MAR) : le niveau de reactivite atteint pendant l’ac­cident depend de la valeur de depart;

• le Coefficient de temperature moderateur (CTM) : l’apport de reactivite depend es — sentiellement du CTM;

• le coefficient Doppler: le Doppler puissance a un effet stabilisant lors du retour a la criticite;

• l’efficacite differentielle du bore : l’impact de l’injection de securite depend de ce parametre.

Ces quatre parametres constituent les parametres cles de l’accident de RTV. Si leurs valeurs limites sont respectees, le transitoire generique de thermohydraulique chaudiere associe a cet accident est plus penalisant que celui de la recharge consideree.

Un calcul statique de REC minimum, prenant en compte les caracteristiques du plan de chargement dans la configuration toutes barres inserees moins une et une nappe de temperature d’entree desequilibree par le choc froid induit par la RTV, est realise dans les conditions les plus penalisantes du transitoire generique. Ceci permet de garantir l’aspect enveloppe de la sQrete de la recharge et de verifier le critere relatif au REC.

Dans les paragraphes suivants, on detaillera trois types de parametres cles lies a la sQrete d’une recharge :

• les facteurs radiaux de point chaud pour differentes configurations de grappes;

• la marge d’antireactivite a l’arret en fin de campagne;

• le Coefficient de temperature du moderateur en debut de cycle a puissance nulle.

Le systeme RPN assure la surveillance de la puissance du reacteur, de sa distribution et de son evolution a partir de mesures externes du flux neutronique. Les signaux analogiques elabores a partir de ces mesures sont indiques et enregistres en salle de commande, four — nissant ainsi a l’operateur des informations sur l’etat du reacteur pendant le dechargement, le rechargement, l’arret, le redemarrage et au cours du fonctionnement en puissance.

Le systeme RPN intervient dans la regulation de temperature moyenne (flux des charnes de puissance) et participe a devaluation de la reactivite du creur. Des circuits sont prevus pour faire des mesures de bruit neutronique permettant d’etudier le comportement vibra — toire des structures internes. Une indication auditive du taux de comptage des neutrons, une alarme en salle de commande et dans le Batiment Reacteur sont fournies a l’arret et au demarrage pour la surveillance de la reactivite.

Sur le plan de la sQrete, le role du systeme RPN est de fournir au systeme de protec­tion du reacteur les signaux qui servent, en autres, a elaborer les arrets automatiques du reacteur par flux nucleaire eleve, par variation rapide de flux ou par puissance lineique elevee. Les arrets automatiques par flux nucleaire eleve sont precedes d’une interdiction d’extraction de grappes automatique et manuelle.

Rappelons brievement qu’il existe trois stades d’actions vis-a-vis de la sQrete de la tranche :

• la surveillance materialisee par une alarme;

• le verrouillage associe aux blocages des grappes et/ou a une reduction automatique de la puissance;

• la protection entrarnant un Arret automatique reacteur (AAR).

Le flux neutronique en puissance est surveille a I’aide de quatre chambres a ionisa­tion situees a l’exterieur de la cuve sur deux axes de symetrie du creur pour mesurer la puissance dans chacun des quadrants (figure 5.3). Ces chambres dont la hauteur active est comparable a celle du creur sont installees verticalement dans des puits a environ 30 cm de la cuve.

Pour les reacteurs du type 900 MWe, les chambres sont divisees en deux parties, haute et basse, donnant des courants hauts Ih et bas resultant de la puissance degagee dans les parties correspondantes du creur. Une mesure de la difference axiale de flux ДІ est realisee. Pour les reacteurs 1300 MWe, chaque chambre comporte axialement six sections actives qui permettent une veritable mesure de la distribution axiale de puissance.

Lorsque le flux neutronique est faible, on recueille aux bornes du detecteur un train d’impulsions de courant discontinu mesure en coups/seconde. Lorsque le flux de neutrons est eleve, on recueille aux bornes du detecteur un courant continu.

Un seul detecteur ne pouvant pas controler toute l’etendue de la gamme, trois types de charnes d’instrumentation sont utilises pour fournir trois niveaux de protection selon le niveau de puissance du creur: [14]

• la gamme de niveau intermediaire (CNI) composee de 4 chaTnes identiques pour une gamme de puissance de 10-6 a 100 % PN. Le capteur est une chambre d’ionisation a depot de bore, compensee aux rayons gamma (figure 5.4).

• la gamme de niveau de puissance (CNP) composee de 4 chaTnes identiques pour une gamme de 10-1 a 120 % PN. Le capteur est une chambre d’ionisation a depot de bore non compensee aux rayons gamma. Il est compose de 6 sections sensibles (figure 5.5).

Pour les REP 1300 MWe et N4, pour lesquels une mesure precise de la distribution axiale de puissance, et non plus simplement de l’Axial-Offset, est necessaire, le capteur a six sections utilise est muni d’un filtre a neutrons rapides compose de polyethylene et de cadmium. Celui-ci ne laisse passer que les neutrons rapides en provenance directe du creur.

Les recouvrements des gammes d’instrumentation assurent la continuite du controle et de la protection du reacteur (figure 5.6). Lors d’un demarrage, l’operateur doit inhiber l’arret automatique de la gamme de niveau inferieur lorsque la possibilite lui en est donnee par un permissif elabore a partir de la gamme de niveau superieur. Des conditions de protection plus restrictives sont automatiquement remises en service lorsque la puissance du reacteur diminue.

FLUX DE NEUTRONSTHERMiQUES AU NIVEAU DESDETECTEURS (nv)

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PUISSANCE (4 Chaines)

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6.1.5.3.3.1. Concentration en bore

Cet essai s’inscrit dans la continuite de la mesure de l’efficacite differentielle et integrale du groupe R (ou D) par dilution. Il s’agit:

• de confirmer l’efficacite de R (ou D) en verifiant la coherence des resultats experi — mentaux : conformite des mesures de concentrations en bore (difference entre les etats toutes barres hautes et R (ou D) insere) et des mesures de reactivite au reacti — metre;

• de controler les calculs previsionnels de la reactivite du creur avec une distribution spatiale de flux neutronique nettement differente de celle obtenue en configuration grappes extraites et malgre tout « propre » au sens axial.

Pour determiner la concentration en bore groupe R (ou D) insere, on procede de la meme maniere que lors de la mesure de la concentration en bore toutes barres extraites. Les criteres d’homogeneisation et de stabilite sont les memes que precedemment.

La CB experimental R Insere s’ecrit alors :

CB(exp, RIN) = CB(manu, RIN) + [+Ap/eb(the, RIN)

— aiso(the, RIN)(Tmoy — Tref)/eb(the, RIN)]

La concentration en bore mesuree doit etre coherente avec la mesure de la CB(exp, TBH) et la mesure de l’efficacite integrale du groupe R.

Le critere de conception associe a cette mesure tient compte de l’ecart de CB rencontre lors de la mesure de la CB(exp, TBH). Il s’ecrit donc :

CB(exp, RIN) = CB(the, RIN) + (CB(exp, TBH) — CB(the, TBH))

+ [0,01CB(exp, RIN) + 0,1(CB(the, TBH) — CB(the, RIN))]

Si ce critere n’est pas respecte, on verifie les mesures de CB et on analyse la coherence de l’ecart de concentration en bore entre les etats TBH et RIN avec l’efficacite integrale du groupe R (ou D) precedemment mesuree par dilution.

L’efficacite differentielle du bore peut etre evaluee a partir de mesures manuelles de la concentration en bore. Il est donc possible d’estimer, entre la position TBH et la position RIN, l’efficacite moyenne de l’acide borique. On a :

Eb(exp, TBH-RIN) = Ap(R, exp)/[CB(exp, TBH) — CB(exp, RIN)] en pcm/ppm

Le pilotage des reacteurs EDF en mode gris repose sur l’utilisation de groupes de grappes de controle peu absorbants. Ces groupes permettent de compenser les variations instanta — nees de reactivite resultant des variations de la puissance, et ce sans deformation excessive de la distribution de puissance dans le creur.

Cette compensation est effectuee par un ajustement de la position des groupes en fonction de la puissance demandee. Cette relation est explicitee par l’intermediaire d’une courbe dite « courbe de calibrage » ou encore courbe G3. Les groupes sont asservis, en boucle ouverte, a une consigne fonction de la charge electrique.

Les effets de puissance etant variables en fonction de l’epuisement du combustible, il est necessaire de reactualiser cette courbe periodiquement. Cette reactualisation est realisee par un essai periodique RGL4 pendant la campagne naturelle. Elle se fait tous les 60 jepp pour les 1300 MWe et tous les 90 jepp pour les 900 MWe. En prolongation de campagne, on utilise des courbes generiques propres a chaque palier. Cet essai permet egalement de demontrer la manreuvrabilite des groupes gris en cours de campagne.

L’adaptation de la courbe G3 au fonctionnement de la tranche est verifiee sur une rampe de baisse de charge a environ 3 % Pn/min entre 100 et 50 % Pn. Le groupe R est maintenu au milieu de sa bande de manreuvre, en manuel, et la concentration en bore est conservee constante. Ainsi, les variations de reactivite mises en jeu au cours de la baisse de charge sont dues principalement aux contre-reactions neutroniques (action des coefficients moderateur et Doppler suite a la baisse des temperatures moyenne creur et combustible), a l’evolution du xenon, a l’efficacite des groupes gris en insertion et a la reactivite du creur.

Pour tout niveau de puissance, la temperature de reference est definie par le point de fonctionnement. Si les groupes gris sont bien calibres, l’insertion des groupes com — pense exactement le defaut de puissance lors de la baisse de charge. La temperature moyenne du creur est alors exactement egale a la temperature de reference, en negligeant l’antireactivite xenon et la puissance residuelle du creur lors du transitoire. Cependant, c’est rarement le cas, car le defaut de puissance augmente avec l’usure du combustible d’une part, et le rendement de la tranche est etroitement lie aux conditions au moment de I’essai (conditions atmospheriques par exemple) d’autre part. Il faut done corriger la position des groupes gris.

Le bilan de reactivite s’equilibrant « naturellement » grace a la temperature moyenne primaire, il y a 2 situations possibles (figure 7.12) :

• les groupes gris sont trop inseres : Tmoy < Tref (exemple en zone 1),

• les groupes gris sont trop extraits : Tmoy > Tref (exemple en zone 2).

L’ecart Tmoy-Tref est donc l’image du « defaut » de la courbe de calibrage.

Lorsque la courbe de calibrage est exacte, on a a tout instant:

Лр (insertion des groupes gris) = App (Puissance finale — Puissance initiale) avec Лрр le defaut de puissance qui correspond a la variation de reactivite en fonction de la variation de puissance.

On peut aussi ecrire le bilan de reactivite en fonction des differents effets de contre — reactions :

Лр(0 = aiso(t)[(Tmoy(t) — Tref(t)) — (Tmoy(0) — Tref(0))] + Лрxenon(t) + Лрealibrage(t)

avec :

• Лр(t) la reactivite globale a chaque instant de la baisse de charge. Elle est deduite des equations de la cinetique de Nordheim et est generalement voisine de 0 a quelques pcm pres;

• Лр^пог, (t) la reactivite due a l’effet xenon durant le transitoire;

• Лр^пьга^ le defaut de reactivite du au defaut de calibrage des groupes gris;

• Tmoy(0) — Tref(0) l’ecart entre la temperature moyenne et la temperature de reference a I’instant initial de la baisse de charge;

• Tmoy(t) — Tref(t) l’ecart entre la temperature moyenne et la temperature de reference scrutees a l’instant t de la baisse de charge.

Les termes Ap(t), aiso(t) et Apxenon (t) sont estimes a partir de donnees theoriques etablies lors de l’etude de la recharge a differentes irradiations au cours du cycle.

On deduit immediatement de la relation precedente :

Apcalibrage(t) = Ap(t) — aiso(t)[(Tmoy(t) — Tref(t)) — (Tmoy(0) — Tref(0))] — Apxenon(t)

Le terme Apcalibrage(t) represente alors la correction de reactivite qu’il faut effectuer pour avoir en fonction du niveau de puissance Ap(t) = 0.

Ensuite, connaissant l’efficacite differentielle des groupes gris en fonction de leur po­sition axiale dans le creur (eff. diff.(z)), on deduit le nombre de pas N(z) de correction a la cote z en insertion/extraction a apporter a ces groupes pour reconstituer la quantite

Apcalibrage(t) :

N(z) = Apcalibrage(t)/eff. diff.(z)

On a donc determine la correction en nombre de pas a appliquer aux insertions des grappes G1, G2, N1 et N2 relevees pendant l’essai.

On donne dans la figure 7.13 l’allure de l’efficacite integrale des groupes de compen­sation de puissance a 100 % PN :

A chaque insertion des grappes grises, corrigee de la valeur N(z) en pas, correspond une puissance du creur determinee a partir des releves des temperatures de reference. On obtientainsi une nouvelle courbe Pcreur = f(insertion des groupesGI, G2, N1, N2). Cette courbe obtenue entre 100 et 50 % PN est ensuite extrapolee jusqu’a 0 % PN (figure 7.14).

Lors du depouillement, un decalibrage partiel a l’extraction est applique afin de prendre en compte les incertitudes sur le positionnement des groupes, variables en fonction du niveau de puissance, de maniere a limiter une eventuelle surinsertion a l’equivalent de 8 % PN au maximum (hypotheses des etudes surete). La courbe est donc baissee un peu, c’est-a-dire que pour un meme niveau de puissance, les grappes s’inserent un peu moins que la position optimale determinee a partir des donnees de l’essai. Le pourcentage de correction depend du niveau de puissance.

Enfin, la courbe obtenue est traduite en puissance electrique avant affichage selon une loi de conversion lineaire image du rendement de la tranche. Ce rendement est variable selon les conditions d’exploitation du moment.

7.1. Conclusion

Le programme d’essais periodiques creur vient completer le programme d’essais au rede — marrage en permettant de suivre de fagon reguliere l’evolution de la tranche au cours de la campagne naturelle et de la prolongation de cycle. Les donnees mesurees lors des essais periodiques permettent de reactualiser les parametres de protection du reacteur ainsi que le positionnement des groupes de compensation de puissance.

Les principes des essais periodiques sont largement conditionnes par les contraintes technologiques des systemes de mesure des parametres physiques du creur et par le sys — tёme de protection associe. Cependant, le retour d’experience acquis en la matiere peut etre valorise pour optimiser et simplifier les essais tout en ameliorant la disponibilite de la tranche et en maintenant les performances vis-a-vis de la sQrete. Un exemple est la mise en application de la demarche de simplification des Essais periodiques RPN des REP 1300. Cette demarche est appelee a etre etendue aux autres paliers.

9.1.1.2.1. Contraintes liees a la sQrete

D’apres un classement propose par I’ANS (American Nuclear Society) et couramment uti­lise en France, le fonctionnement d’un reacteur est situe dans l’une des quatre categories, ou conditions de conception, suivantes :

• categorie 1 : fonctionnement normal, y compris les transitoires normaux d’exploita — tion, comme le suivi de charge, le telereglage, les arrets programmes ou l’Tlotage;

• categorie 2 : accidents de frequence moderee (probabilite 1 a 10-2/an/reacteur) pour lesquels il faut imperativement respecter l’integrite de la gaine du crayon combus­tible (1ere barriere). Les limites du domaine de fonctionnement ou l’integrite de la gaine ne peut plus etre garantie constituent les « limites physiques du creur». Les points de consigne d’Arret automatique du reacteur par le systeme de protection sont determines de maniere a ne pas depasser l’une de ces limites. Le retrait incontrole de groupe de grappes, la dilution intempestive d’acide borique, la chute de grappes ou des groupes de grappes, la perte d’alimentations electriques externes constituent autant d’exemples d’accidents de categorie 2 ;

• categorie 3 : ce sont les accidents tres peu probables (probabilite 10-2 a 10-4/an/reacteur) pour lesquels la sQrete de l’installation nucleaire et de l’environne — ment oblige a maintenir l’integrite du circuit primaire (2eme barriere), la rupture d’un nombre limite de crayons etant admise. Ces accidents font intervenir les circuits de sauvegarde. On peut citer comme type d’accident de categorie 3 les petites breches au primaire et au secondaire;

• categorie 4 : il s’agit des situations limites prises en compte dans les calculs de conception (probabilite 10-4 a 10-6/an/reacteur). Ces accidents peuvent conduire a la perte d’integrite du circuit primaire. Dans tous les cas, le creur doit conserver une geometrie permettant son refroidissement. Ces situations limites peuvent par exemple se presenter lors de grosses breches primaires, de rupture de tuyauterie vapeur ou lors d’un blocage du rotor de pompe primaire.

Des criteres de sQrete ont alors ete definis pour garantir l’absence de prejudices inac — ceptables pour l’environnement en cas d’incidents ou d’accidents. Certains de ces criteres portent sur le gainage du combustible qui doit conserver son integrite pendant le fonc­tionnement normal (categorie 1) et pendant les transitoires accidentels les plus probables (categorie 2) afin de limiter les risques de relachement de produits de fission dans le circuit primaire. Les criteres de sQrete sont les suivants : [43]

fixe la puissance lineique maximale a 590 W/cm soit une temperature creur de 2260 °C (la puissance lineique moyenne a puissance nominale est de 170 W/cm pour un reacteur 1300 MWe). Tout depassement de cette valeur conduit a un arret automatique.

• Flux de chaleur critique : si un film de vapeur se forme autour des crayons, c’est la crise d’ebullition. La gaine est dans ces conditions mal refroidie. Sa temperature peut atteindre une valeur telle qu’une rupture de la gaine peut se produire. Il y a alors une augmentation importante des risques de contamination du circuit primaire. En categorie 2, on s’impose de ne pas atteindre le flux de chaleur sur le crayon correspondant a la crise d’ebullition. Cette valeur de flux est appelee flux critique. Elle est obtenue a l’aide d’une correlation etablie sur un tres grand nombre de points experimentaux. Le respect de cette limite est par exemple verifie en permanence par le SPIN, le systeme de protection des REP 1300 MWe.

• Limitation de la temperature maximale de gaine : en cas d’Accident de perte de re­frigerant primaire (LOss of Coolant Accident ou LOCA), une temperature de gaine elevee (Tseuil ~ 1200 °C) entrame un emballement de la reaction Zr-H2O exother — mique et generatrice d’hydrogene. Le pic de temperature de gaine atteint pendant l’accident est directement lie a la quantite d’energie stockee dans le combustible dans l’etat initial avant la perte de refrigerant. On limite en consequence la puis­sance lineique maximale en fonctionnement normal. Tout depassement de la limite APRP conduit a une alarme qui impose une reduction de la puissance ou un retour a la normale par action de l’operateur en salle de commandes.

• Bien que non consideree dans le dimensionnement initial, l’Autorite de sQrete a de — mande que les seuils de protection soient dimensionnes pour proteger les crayons combustible de l’Interaction pastille gaine. Ce phenomene local est attribue a deux causes. Une cause d’origine mecanique, l’oxyde d’uranium se dilate plus que la gaine et une augmentation de puissance peut se traduire par des contraintes im — portantes sur la gaine. Le phenomene comporte aussi une composante d’ordre chi — mique. Lors d’une augmentation de puissance, il y a un degagement de produits de fission (l’iode en particulier) qui peut donner lieu a de la corrosion sous contrainte de la gaine et a une augmentation de la pression interne du crayon. Les etudes, s’appuyant sur des essais de rampes de puissance realises sur du combustible irra — die, ont permis de determiner les valeurs des seuils de puissance lineique locale en fonction de l’irradiation au-dela desquels il y a risque d’interaction et les amplitudes maximales admissibles des variations de puissance.

Les moyens de satisfaire ces criteres reposent sur des constatations simples. Il faut apla — tir au mieux la puissance neutronique dans le creur si on veut eviter la crise d’ebullition dans le canal le plus chaud et ne pas atteindre les differentes limites de puissance lineique. Pour extraire le maximum de puissance, il faut que les differences de puissances entre les zones du creur soient les plus faibles possibles, la zone la plus forte limitant toutes les autres. Cette condition est prise en compte aussi bien pour definir le plan de chargement du creur (optimisation a puissance nominale) que la strategie de pilotage du reacteur (suivi de charge).

En prolongation de cycle, les problemes proviennent des facteurs suivants :

• le creur devient plus instable vis-a-vis des oscillations axiales de puissance;

• le bore ne peut plus etre associe de la meme fagon qu’auparavant aux autres moyens de controle de la reactivite;

• le groupe R a une double fonction, controle de la distribution de puissance et regu­lation de la temperature moyenne comme en campagne naturelle;

• les groupes de compensation de puissance sont positionnes suivant des courbes de calibrage theoriques specifiques au fonctionnement en prolongation de cycle. En fait, les groupes gris restent la plupart du temps en position extraite durant la prolongation, le suivi de charge etant impossible.

L’abaissement de la temperature primaire entraTne un abaissement de la pression de la vapeur et se traduit par une augmentation du volume specifique de la vapeur. Il en re — sulte de plus grandes vitesses d’ecoulement de la vapeur qui modifient le comportement hydrodynamique des generateurs de vapeur. Les contraintes d’exploitation sont alors aug — mentees notamment vis-a-vis du respect du critere d’ecart de pression entre le primaire et le secondaire (AP plaque tubulaire de 110 bar, humidite vapeur a la turbine, cf. chapitre 4).

De plus, l’abaissement de la temperature primaire conduit a limiter les amplitudes de baisse de charge, ce qui reduit la souplesse d’exploitation, afin de respecter les caracteris — tiques neutroniques du creur comme le desequilibre axial de puissance. Ce dernier evolue au fur et a mesure de l’abaissement de puissance par redistribution du flux vers la partie haute du creur. Le domaine de fonctionnement est modifie en prolongation de campagne du fait de l’evolution du AI et de la baisse de puissance (figure 9.22).

DOMAINE DE FONCTIONNEMENT
campagne naturelle et prolongation de cycle

Pour le palier 1300 MWe, les evaluations des etudes conventionnelles du Rapport de sQrete ont demontre que la limite droite du domaine de fonctionnement pouvait etre fixee a +15 % PN de 0 % a 100 % de puissance. Toutefois, les resultats des etudes GEMMES IPG categorie 2 ont conduit a une modification de la limite droite pour tenir compte de l’accident de chute de grappes :

• limite droite a 15 % PN ^ Л! = + 15 % PN

• limite droite a 100 % PN ^ ЛІ = + 6 % PN

Ces valeurs sont constantes tout au long du cycle quel que soit le mode de fonction­nement de la tranche. En fin de campagne, le point chaud est porte par des assemblages initialement gadolines (en raison de la disparition du gadolinium). De ce fait, l’accident penalisant du point de vue IPG, le retrait incontrole de grappe de puissance a 80 % PN, n’impose plus de restriction sur la limite droite ce qui permet de retrouver une limite droite a +15 % PN de 0 % a 100 % PN en prolongation de campagne.

9.2.

L’optimisation globale du parc impose des variations par rapport aux longueurs naturelles de campagne. Le retour d’experience des annees 1995-2005 montre qu’en moyenne une prolongation des campagnes de l’ordre de 50 jepp est realisee pour une limite maximale de 60 jepp. Quelques arrets anticipes de campagnes sont a contrario parfois necessaires. La prolongation de campagne accroTt la difference de reactivite entre les assemblages neufs et les assemblages recharges qui sont plus irradies. L’optimisation de la distribution de puissance a la campagne suivante est alors plus delicate. En cas d’arret anticipe, la re­activite du creur a la campagne suivante est plus elevee, ce qui accroTt la concentration en bore et donc le risque d’atteindre une valeur du Coefficient de temperature du moderateur voisine de zero.

Une certaine souplesse dans la recharge est egalement utilisee a hauteur de +4/-8 as­semblages par rapport a la recharge standard. On peut recharger par exemple 36 ou 44 as­semblages neufs au lieu de 40 en gestion par quart de creur 3,7 % sur les REP 900 MWe. Cette variabilite permet, soit d’utiliser des assemblages sous-irradies accumules en reserve de gestion dans la piscine du reacteur, soit d’augmenter le potentiel energetique de la nouvelle campagne d’irradiation pour deplacer l’arret au-dela de l’hiver. Parfois aussi, une recharge avec un nombre d’assemblages accru permet de reconstituer les reserves de ges­tion d’une tranche ayant subi des aleas.

Les niveaux d’eau dans le pressuriseur et le generateur de vapeur sont mesures a l’aide de capteurs de pression differentielle a membrane et a equilibre de forces par pesee d’une colonne de liquide.

5.2.2. Mesure de la position des grappes

Le systeme de commande des grappes RGL (Reacteur grappes longues) assure le controle de la reactivite ou du flux neutronique du creur du reacteur a l’aide essentiellement de grappes de controle, en association avec un poison soluble, l’acide borique, contenu dans l’eau du circuit primaire (systemes REA-RCV).

Le systeme RGL est constitue de dispositifs electriques, electroniques et electromeca — niques qui permettent:

• de deplacer ou maintenir en position les grappes,

• de surveiller la position effective de chacune des grappes,

• de surveiller la coherence fonctionnelle des commandes et des positions.

Pour chaque groupe et pour chaque grappe, une indication de position est donnee en salle de commande par un systeme utilisant des diodes electroluminescentes. Les in­dications sont donnees en pas d’extraction de 0 a 225 ou 260 pas suivant les paliers, correspondant a la partie active du creur.

Les equipements de mesure individuelle de la position des grappes sont directement lies aux equipements de protection (cf. chapitre 8). Ces derniers peuvent declencher l’arret automatique du reacteur lorsque les positions regues ne sont pas coherentes avec le niveau de puissance.

En cas d’arret automatique du reacteur, la chute des grappes est declenchee par cou — pure du courant du circuit d’alimentation et de regulation des bobines electromagnetiques des mecanismes et l’ensemble mobile tige + grappe tombe sous l’effet de la pesanteur.

Une grappe de controle est constituee de 24 crayons absorbants qui coulissent dans les tubes guides de l’assemblage combustible. Les crayons sont relies en une « araignee » dont le pommeau est accroche a la tige de commande cannele. Le maintien et le mouvement de cette tige s’effectuent par un mecanisme electromagnetique a cliquet qui permet un de­placement pas a pas, un pas valant approximativement 1 6 mm (figure 5.12). L’equipement de mesure de position des grappes se compose :

• de capteurs, un par grappe, montes sur les gaines etanches du couvercle de la cuve du reacteur a l’interieur desquelles se deplacent les tiges support des grappes;

• de modules electroniques associes a chaque capteur : alimentation electrique et systeme de traitement des signaux du capteur;

• d’un systeme d’isolement pour la transmission des mesures vers le systeme de pro­tection du reacteur.

En plus des mesures, les surveillances suivantes sont effectuees :

• sens de deplacement des grappes,

• concordance entre les positions commandees et mesurees,

• grappes en position basse,

• grappes ayant quitte la position haute, ceci uniquement pour les grappes utilisees pour l’arret automatique du reacteur.