9.1.2.1. Effets mis en jeu

A toute variation de puissance, correspond une variation de la temperature dans le creur, suivant un programme de temperature qui est un compromis entre la temperature moyenne du primaire et la temperature vapeur du secondaire. Pour ce faire, il faut prendre en compte les divers effets en reactivite mis en jeu lors d’une variation de puissance, a savoir:

• les effets de contre-reaction :

— effet de temperature moderateur,

— effet Doppler de temperature combustible,

— effet de redistribution de puissance;

• les effets dus a I’empoisonnement par les produits de fission :

— effet xenon,

— effet samarium, pour une variation de charge importante de plusieurs jours;

• les effets dus a l’epuisement du combustible qui existent aussi en dehors des varia­tions de puissance.

Le retour d’experience des REP 900 MWe a mis en evidence les inconvenients de ce systeme.

• Aspect materiel :

— taux de defaillance des chambres a fission non negligeable, avec des conse­quences de coQts et dosimetrie;

— fonctionnement delicat du systeme;

[16] mesure de l’efficacite differentielle et integrale de chaque groupe de grappes de controle et d’arret (pesee par echange ou par dilution);

[17] configuration avec le groupe de regulation de la temperature ou les groupes de com­pensation de la puissance inseres au-dela des limites d’insertion requises par les STE

Debut des essais

[19] de verifier la reponse du reactimetre, principal outil de mesure lors de la phase a puissance nulle;

[20] les seuils d’arret automatique sont regles selon les instructions;

[21] de verifier les previsions theoriques des effets de temperature pour valider les outils de calcul et les methodes d’etudes.

[22] retour d’experience global et exhaustif pour les methodes de calcul d’un parametre neutronique fondamental, l’antireactivite des grappes, utilise dans les etudes de sQ­rete et de fonctionnement/pilotage.

Les conditions prealables a reunir sont:

• commutateur de selection des grappes en mode recalage de maniere a pouvoir de­placer chaque groupe individuellement;

• reacteur stable en CB, pression et temperature;

• toutes les chaufferettes fixes en service, aspersion en automatique;

• R insere en position critique;

• le premier groupe a peser peut etre partiellement insere;

• reglages adequats du reactimetre.

Les precautions a prendre sont les suivantes :

• se limiter a des steps de reactivite de 50 pcm maximum;

• lors des echanges, garder le flux le plus constant possible;

• verifier que les sous-groupes sont toujours a la meme cote (attention aux decalages);

• les phases de dilution-borication se font avec le reactimetre correctement regle;

[23] de mesurer directement le coefficient de temperature en presence des grappes qui permettent, si necessaire, de le rendre negatif en exploitation normale par le respect d’une limite d’extraction.

[24] calibrage des groupes de compensation de puissance;

[25] coefficients de determination de la puissance nucleate (KH et KB) implantes dans le RPN pour le palier 900 MWe.

Les criteres de validite de cet essai sont les suivants :

• Criteres de sQrete :

[26] faut alors determiner les coefficients K ou Ki ce qui revient a trouver une ou plu — sieurs equations afin d’obtenir un systeme comportant a minima autant d’equations que d’inconnues.

Sur les paliers 900 et 1300 MWe, on utilise la fonction suivante : P = KhIh + KBIв avec Ih, IB les courants emis par les sections haute et basse et KH, KB les gains associes.

6

Sur le palier N4, on utilise une formule du type P = K^ Ii.

i=i

Au moment du calibrage, P est la puissance donnee par le bilan enthalpique au secon­daire et les courants correspondent a une distribution de puissance stable dans le creur avec les grappes extraites. Il existe donc un triplet (puissance moyenne, distribution de puissance, courants) coherent. C’est le principe de l’essai EP-RPN 11.

On peut faire varier ce triplet et faire des mesures a plusieurs niveaux de puissance et/ou plusieurs distributions axiales de puissance dans le creur, a l’aide du lancement d’une oscillation xenon controlee. Ceci permet d’ecrire plusieurs equations. C’est le prin­cipe de l’essai EP-RPN 12 realise sur une dizaine de cartes de flux qui balaient un intervalle de 10 % d’Axial-Offset a puissance constante.

Lorsqu’il y a plus d’equations que d’inconnues, ce qui est le cas ici puisqu’il y a peu de coefficients a determiner, on obtient une solution approchee a l’aide d’une minimisation par la methode des moindres carres.

[27] la matrice [T], dite de « transfert», dont chacun des termes de rang (i, j) represente la probabilite pour qu’un neutron emis par la tranche j du creur, soit detecte par la section i du detecteur.

[28] le desequilibre axial de puissance determine lors des cartes de flux;

[29] la rupture simple par crise d’ebullition suivie de l’oxydation de la gaine ou le crayon rompu garde sa geometrie d’ensemble;

[30] le gonflement : en cours de cycle, la retention des produits de fission gazeux et solides se traduit par un accroissement du diametre des pastilles;

• la fissuration : elle est due au fort gradient de temperature interne;

• la dilatation thermique : la generation de chaleur, heterogene en raison du gradient thermique, se traduit par une deformation des pastilles (en diabolo).

La gaine pour sa part est soumise a :

• l’allongement du tube zircaloy dQ a son anisotropie cristalline;

• la dilatation thermique radiale, plus faible que celle du combustible;

[31] les protections rapides ou globales, caracterisees par le fait qu’elles ne surveillent qu’un seul des parametres caracterisant l’etat de l’installation. Ces protections, de par leur simplicite, ont un faible temps de reponse. Elles interviennent lors d’acci — dents rapides caracterises par une evolution brutale d’un seul des parametres comme la perte du debit primaire par exemple;

[32] Haut flux nuclbaire gamme intermbdiaire et haut flux nuclbaire gamme puissance seuil bas

La meme valeur est utilisee pour les points de consigne de ces deux arrets automa­tiques qui assurent une protection en cas de divergence intempestive a partir d’un etat d’arret ou d’attente a chaud. Le point de consigne est choisi en sorte qu’il soit situe hors de la gamme de fonctionnement normal en controle manuel, ce qui cor­respond a environ 15 % PN, tout en interdisant d’approcher les limites de sQrete dans le cas de transitoires accidentels a partir d’un faible niveau de puissance.

[33] la vitesse massique a chaque cote du canal chaud :

G(z) = PeQvO — a) FCFR(z)

avec S la section de passage du refrigerant dans le creur; FGFR(z) le coefficient correctif tenant compte de I’influence des canaux voisins obtenu par recalage sur le code de calcul de conception et dont la valeur depend du titre local;

— le flux thermique a chaque cote du canal chaud :

ФИ = 0,974 ■ P(z) ■ Fxy(z) ■ Pth ■ фо ■ 1,033

avec :

0,974 la fraction de puissance degagee dans le combustible,

ф0 le flux thermique nominal (puissance thermique nominale rapportee a la surface d’echange),

1,033 le facteur d’incertitude;

— le flux critique en amont de chaque grille de maintien dans le canal chaud : I’expe — rience montre que le flux critique Фей est minimum en ces points compte tenu de I’effet de melange benefique apporte par la grille. Celui-ci est determine, au moyen de la correlation WRB1, a partir de la pression primaire, de la vitesse massique, de la qualite thermohydraulique et des donnees geometriques.

[34] la determination des seuils d’arret automatique par bas REC et surpuissance lineique (seuils theoriques et valeurs a afficher sur site);

• la determination des termes de compensation dynamique du systeme;

• la verification de la non-atteinte des alarmes en exploitation normale.

Le dimensionnement de l’arret automatique sur le palier 1300 MWe est le suivant:

• seuils theoriques :

— REC : 1,23 (correlation WRB1 + penalite de flechissement des crayons);

— Plineique : 590 W/cm;

[35] soit de provoquer l’Arret automatique reacteur (AAR) pour conserver l’integrite du combustible;

• soit de solliciter les systemes de sauvegarde lors de transitoires accidentels;

• soit d’engager des actions de prevention afin d’eviter l’AAR (blocage de grappes, reduction de charge turbine).

381 427

Elevation dans le creur (cm)

Figure 8.9. Seuils puissance lineique.

Le SPIN etant dedie a la protection, la fonction de surveillance qui est devolue a I’US definit le domaine de fonctionnement autorise par rapport aux conditions pre-accidentelles. Pour cela et de la meme maniere que pour le SPIN, l’US evalue en continu le REC, la puis­sance lineique, le bilan de reactivite et aussi, les limites d’insertion des groupes. L’US calcule ainsi les marges de fonctionnement vis-a-vis :

• des criteres de sQrete de deuxieme categorie (crise d’ebullition, fusion au centre du combustible et rupture par IPG);

Figure 8.10. Seuils bas REC.

• de I’APRP;

[36] de la marge d’antireactivite.

Les marges nulles definissent les limites des plages de fonctionnement autorisees et done les seuils d’alarme. Les signaux de sortie de l’US permettent d’activer ces differentes alarmes.

[37] un vecteur « puissance mesuree » image de la distribution axiale de puissance mesuree.

[38] par la charne AT surpuissance qui limite la puissance thermique AT par comparaison avec une consigne variable avec la mesure de AI et assurant le non-depassement d’une puissance thermique de 118 % PN. Liquation de cette consigne variable est la suivante :

[39] distribution radiale caracterisee par un facteur d’elevation d’enthalpie FAH egal a 1,62 a puissance nominale dans les etudes GARANCE et variant lineairement avec le niveau de puissance pour prendre en compte l’effet d’insertion des barres de controle et la variation des effets de contre-reaction selon la loi :

FAH = 1,62[1 +0,2(1 — P)]

• debit primaire minimum compte tenu des tolerances de fabrication du materiel et des incertitudes de calcul. Le debit ainsi defini est appele debit de conception ther­mohydraulique. Lors des essais de demarrage, on verifie que le debit mesure sur site est superieur au debit de conception thermohydraulique;

[40] le comportement symetrique ou dissymetrique du creur. Le retrait d’un ou plusieurs groupes de grappes est moins penalisant du point de vue des pics de puissance (mais pas de la reactivite injectee) que celui d’une grappe isolee car l’augmenta — tion de la puissance est repartie de fagon plus homogene dans le creur. Les conse­quences sont alors reduites sur la gaine et les crayons. Dans le cas de l’ejection

[41] le depot d’enthalpie doit etre inferieur a 57 cal/g;

[42] la baisse de la pression et de la temperature au secondaire avec augmentation de la vaporisation (augmentation du debit vapeur et de la production d’electricite);

• la baisse de la temperature primaire (sans controle de la temperature moyenne);

• l’augmentation de la reactivite du creur par effet de temperature et la croissance de la puissance sans intervention des barres de controle.

[43] Limitation de la temperature maximale de l’oxyde : pour les situations de categorie 2, on impose qu’au point le plus chaud, la temperature du combustible reste inferieure a la temperature de fusion de l’oxyde (2590 °C soit 720 W/cm pour un taux de combustion de 55 000 MWj/t). Apres prise en compte d’une marge de securite, on

[44] La limite d’insertion tres basse : la limite d’insertion tres basse des groupes de regu­lation de temperature est determinee afin :

— de disposer d’une marge suffisante d’antir6activit6 (cf. chapitre 3)

La marge d’antireactivite correspond au bilan de reactivite realise apres un arret automatique. On suppose, pour effectuer ce bilan, que les grappes de regula­tion de temperature sont partiellement inserees dans le creur et que la grappe la plus antireactive reste bloquee en position haute.

La limite d’insertion tres basse sur le groupe R et les GCP correspond a une antireactivite :

• de 500 pcm pour les REP 900 MWe,

• de 600 pcm pour les REP 1300 MWe,

• de 950 pcm pour les REP N4.

Le cas le plus penalisant est l’arret automatique a partir de la puissance nomi — nale en fin de campagne puisque le coefficient de temperature moderateur est plus fortement negatif et apporte donc une reactivite plus importante. Le de — faut de puissance est alors maximal puisque les variations de temperature sont maximales.

[45] la distribution axiale de puissance qui peut etre perturbee lors d’une variation de charge par l’effet du xenon et l’effet de redistribution de la puissance de fagon a limiter les points chauds.

Il existe sur les REP deux moyens principaux, hormis la temperature pour la prolonga­tion de cycle, qui permettent de controler les effets cites precedemment:

• les grappes de controle,

• le bore soluble.

Ces moyens sont complementaires. Les grappes sont utilisees pour les variations ra­pides de la reactivite et le controle de la distribution de puissance tout en minimisant les effluents tandis que le bore soluble est utilise pour compenser les effets lents de reactivite tout en minimisant les perturbations de la distribution de puissance.

II s’agit du chargement d’assemblages temoins, precurseurs ou de demonstration, entrant dans le cadre de la diversification de I’approvisionnement en combustible ou la pre­industrialisation de nouveaux produits supportant des taux de combustion plus eleves. Ces assemblages font l’objet d’un programme de surveillance particulier, avec notamment le prelevement de crayons pour examens en laboratoires chauds. Des solutions de rem — placement de crayons preleves sont alors adoptees pour pouvoir utiliser ces assemblages sur plusieurs campagnes.

L’objectif est de realiser l’irradiation des assemblages experimentaux dans des condi­tions representatives de l’exploitation tout en la rendant « transparente » pour le reacteur d’accueil.

Outre le respect des limites classiques s’appliquant aux assemblages standard, cer — taines contraintes specifiques doivent etre respectees pour ces assemblages particuliers, comme par exemple :

• positionnement des assemblages speciaux par rapport aux grappes;

• plages de puissance particulieres recommandees sur des assemblages repares, ex­perimentaux ou speciaux (pour atteindre les objectifs de ^experimentation dans le respect des limites thermomecaniques, avec prise en compte eventuelle de penalites neutroniques);

• prise en compte de restrictions de repositionnement de certains assemblages vis-a­vis de grappes ou de l’instrumentation interne du creur (assemblages repares avec tubes guides endommages);

• positionnement impose (au centre, en peripherie, en famille 1/4 …).

La description des instrumentations interne et externe montre que leur role principal est la mesure du flux neutronique. Cependant, comme nous l’avons precise, l’instrumentation fournit un signal representatif de l’activite neutronique qui est converti en courant par l’electronique attachee aux detecteurs.

Les grandeurs entrant dans l’elaboration des protections et surveillees dans le cadre du pilotage de la tranche proviennent d’une modelisation du flux neutronique. Elles ne sont donc pas directement accessibles. On donne dans le tableau 5.2 le statut des differentes grandeurs couramment utilisees sur l’exemple du palier 1300 MWe.

Les definitions des differentes grandeurs rencontrees dans le tableau ci-dessus sont

Puissance relative :

Pr = — P^*100
Pnom

Puissance axiale thermique craur :

p(z) = PMz)

Pth

Facteurs de point chaud radiaux :

P crayon (z)

Fxy(z) = —max (^)

Pth(z)

Point chaud du craur a la cote z :

P crayon (z)

Q(z) = —max = P(z)* Fxy(z)

Pth

Point chaud du craur :

Fq = maxz[Q(z)]

L’enthalpie et le titre en sortie creur sont determines a partir des conditions thermohy — drauliques du creur:

HSc = He + (Hs — He)/0,955

avec He et Hs les enthalpies moyennes entree et sortie creur et 0,955 la fraction de debit primaire traversant le creur. Pour le titre du canal chaud, nous avons :

Hcc Hsat

Hvap — Hsat

avec :

• Hcc I’enthalpie de sortie du canal chaud : Hcc = He + (Hsc — He) * F’AH et F’AH = FAH * FHFR le facteur d’elevation d’enthalpie du canal chaud corrige des effets de melange avec les canaux voisins, FHFR est fonction de la pression, du titre en sortie du canal chaud, de la geometrie combustible, …

• Hsat l’enthalpie de saturation du liquide,

• Hvap l’enthalpie de saturation de la vapeur.

On a regroupe dans les tableaux 5.3 et 5.4 les roles fonctionnels des instrumentations interne et externe des differents paliers du parc nucleaire EDF. Le tableau 5.3 concerne le palier 900 MWe. Le tableau 5.4 est relatif au palier 1300 MWe. Les principaux ensembles de mesures sont analogues a ceux du palier 900 MWe et sont adaptes pour prendre en compte la geometrie des REP 1300 MWe. Mais, les modifications ont surtout ete intro­duces pour s’adapter aux specificites du systeme de protection du palier 1300 MWe. En effet, le systeme de protection des REP 1300 MWe necessite un raffinement des mesures externes de l’instrumentation RPN.

5.2. Conclusion

La complementarite de l’instrumentation des REP du parc EDF permet de mesurer a tout moment avec une precision adaptee a l’exploitation ou periodiquement avec une grande precision les parametres nucleaires et thermohydrauliques representatifs de l’etat du creur qui sont importants pour la sQrete de la tranche. Cette instrumentation est mise systema — tiquement a contribution lors du fonctionnement de la tranche et des essais periodiques. Elle est donc absolument indispensable lors de toutes les phases de fonctionnement de la tranche.

L’instrumentation mobile de mesure du flux peut etre completee par une instrumen­tation interne fixe permanente comme il en existe en Allemagne, aux Etats-Unis ou pour le reacteur de troisieme generation EPR. Differents prototypes ont ete testes sur le parc EDF actuel, a CATTENOM et GRAVELINES. Ces prototypes, couples a un calculateur de tranche 3D, permettent d’avoir une connaissance en temps reel de la distribution de puis­sance et des marges vis-a-vis des criteres de sQrete. A l’avenir, l’utilisation eventuelle de cette instrumentation interne fixe (thermocouples, charnes neutroniques de puissance et eventuellement collectrons) couplee a un suivi en ligne 3D du comportement du creur devrait procurer des gains significatifs en termes de souplesse d’exploitation et de sQrete.

ENSEMBLE DESCRIPTION FONCTIONS Interne mobile 50 fourreaux explores par 5 chambres a fission mobiles • Verification des etudes de conception et des criteres de sQrete sur FAH et Fq • Etablissement de la distribution spatiale de puissance (axiale, radiale, azimutal) et d’epuisement du coeur Chambres externes 2 chambres sources et 2 chambres intermediates • Surveillance du flux neutronique a I ‘arret et lors de la divergence • Actions de protection sur haut flux 4 chambres de puissance a 2 sections chacune • Surveillance du flux neutronique moyen du coeur • Actions de protection sur haut flux et dO/dt. Signal d’entree du reactimetre • Mesure du desequilibre axial de puissance du coeur: ЛІ = (Ph~F>b)/(Ph+Рв)nominal utilise sur le palier 900 MWe dans les protections AT vis-a-vis du REC, de la surpuissance et de I’lPG du combustible et dans la surveillance du respect du domaine de fonctionnement dans le plan (AI, P) • Mesure de revolution du desequilibre azimutal de puissance du coeur Thermocouples en sortie coeur 51 thermocouples • Detection d’un desalignement de grappe • Mesure du tilt azimutal en cas d’indisponibilite d’une chambre externe

ENSEMBLE DESCRIPTION FONCTIONS Interne mobile 58 ou 60 fourreaux explores par 6 chambres a fission mobiles • Verification des etudes de conception et des criteres de sOrete sur FAH et Fq • Etablissement de la distribution spatiale de puissance et d’epuisement du coeur • Calibrage de la distribution axiale de puissance et du ЛІ obtenus a partir de I’instrumentation externe Chambres externes 4 chambres sources et 4 chambres intermediates • Surveillance du flux neutronique a I ‘arret et lors de la divergence • Actions de protection sur haut flux 4 chambres de puissance a 6 sections chacune (chambres multi-etagees) Position des grappes • Surveillance du flux neutronique moyen du coeur • Actions de protection sur haut flux et dO/dt. Reacti metre • Mesure de la distribution spatiale de puissance du coeur utilisee dans le systeme d’alarmes et de protections REC et FQ (fusion a coeur du combustible, IPG et limite APRP) du SPIN (Systeme de Protection Integre Numerique). Mesure du ЛІ (parametre de pilotage) • Mesure du tilt azimutal du coeur Thermocouples en sortie coeur 48 ou 52 thermocouples (1 300 MWe) • Detection d’un desalignement de grappe • Mesure du tilt azimutal en cas d’indisponibilite d’une chambre externe

6.1.7.1. Inter§t du retour d’experience

La standardisation du pare nucleaire est un atout qui permet de capitaliser rapidement l’experience aequise au eours des essais physiques de redemarrage. Le retour d’experience (REX) est etabli annuellement par l’UNIE sur l’ensemble du parc et pour toutes les gestions du combustible.

Ceci a permis d’affiner les modeles physiques utilises dans les codes de calculs afin de reduire les ecarts calcul/mesure. La coherence des ecarts calcul/mesure montre que le niveau atteint par les charnes de calcul neutronique est aujourd’hui satisfaisant. Elle a encore ete amelioree lors des developpements recents (chaTne SCIENCE d’AREVA-NP et CASSIOPEE d’EDF).

Les valeurs des points de consigne sont rassemblees dans le tableau 8.7.

• Haut flux nucleaire niveau source

— Niveau du permissif P6 dans la gamme intermbdiaire

La chaTne de niveau source et la chaTne de gamme intermediate doivent etre simultanement en service lorsque le seuil du permissif P6 est atteint. Le seuil du permissif P6 est fixe a un facteur 10 environ au-dessus de la limite inferieure de fonctionnement des chaTnes de la gamme intermediate (limite correspondant a un courant de 10-11 amperes, soit environ 10-8 fois la puissance nominale). Ce seuil permet, compte tenu des diverses fluctuations et des incertitudes, de s’assurer du bon fonctionnement de la chaTne de gamme intermediate.

— Ecart entre l’arret automatique et le permissif P6

Lors de la montee en puissance, compte tenu des diverses incertitudes et fluc­tuations dues au procede, il faut reserver un intervalle de temps raisonnable entre l’instant ou le seuil P6 est atteint et celui ou l’arret automatique par haut flux nucleaire niveau source, surviendrait, de sorte que l’operateur puisse effec — tivement inhiber cet arret automatique. Pour satisfaire ces exigences, le point de consigne affiche sur le site vaut 105 coups/seconde soit 7■ 10-7 fois la puissance nominale. [32]

• Haut flux nuc!6aire gamme puissance seuil haut

La valeur du point de consigne maximum deja utilisee sur le palier 900 MWe a ete conservee sur l’ensemble des tranches. Le point de consigne maximum pris en compte dans les etudes de sQrete est de 118 % PN (cf. paragraphe 8.2.5.1). Le point de consigne affiche sur site est de 109 % PN compte tenu des incertitudes de mesure et de traitement.

Cet arret automatique assure la protection contre les risques de fusion au centre de la pastille et de crise d’ebullition en cas d’accident de retrait incontrole de groupes. L’accident conduit en effet a une augmentation de la puissance et de la temperature primaire, donc a un risque d’atteinte des limites d’integrite du creur.

• Taux eleve de decroissance de flux neutronique

Cet arret automatique protege le creur contre la crise d’ebullition en cas de chute de grappe(s). Apres une baisse rapide du flux, le reacteur se retrouverait dans un deuxieme temps, si l’arret automatique n’etait pas initie, a sa puissance initiale par action de la regulation des grappes et de l’effet des contre-reactions de tempera­ture. Comme la distribution de puissance est perturbee par la presence de grappe(s) chutee(s), il y aurait risque de crise d’ebullition et IPG.

• Taux eleve d’augmentation de flux neutronique

Cet arret automatique peut etre sollicite lors de l’accident d’ejection de grappe par exemple.

Dans ce mode de pilotage, mis en reuvre sur les paliers CP0 et N4, le maintien a l’etat critique du creur est assure par la regulation de la temperature moyenne primaire autour d’un programme fonction de la charge.

9.1.3.1.1. Moyens de controle

La regulation est assuree par quatre groupes de grappes :

• le groupe D compose de 8 grappes noires,

• le groupe C compose de 8 grappes noires,

• le groupe B compose de 8 grappes noires,

• le groupe A compose de 8 grappes noires,

selon le schema d’implantation de la figure 9.10.

Ces groupes de regulation s’inserent dans le creur avec un recouvrement constant. L’insertion des seuls groupes D et C permet le passage de 100 % PN a 0 % PN.

Le groupe D par l’intermediaire de la regulation de temperature compense les faibles variations de reactivite. Il assure de plus le controle du AI.

Par l’intermediaire du circuit RCV, l’operateur ajuste la concentration en bore pour compenser :

• l’epuisement du combustible,

• les variations de reactivite dues au xenon,

• l’effet de puissance.

L’evolution des hypotheses economiques depuis les annees 1990 et l’augmentation des durees d’arret pour rechargement et entretien des reacteurs REP ont conduit EDF a s’orien — ter vers un allongement des campagnes. Cet allongement s’est adresse en priorite aux reacteurs du palier 1300 MWe qui sont exploites depuis 1996 selon la gestion allongee

GEMMES. Cette gestion 3 cycles 4 % constitue I’optimum economique pour le palier REP 1300 MWe associe a un parc REP 900 MWe maintenu en gestion annuelle 4 cycles 3,7 %, interessant sous l’aspect cout de cycle.

La gestion GEMMES conduit a des campagnes de dix-huit mois echelonnees, selon un cycle de trois ans, arret au printemps, arret en automne, saut d’hiver. Il est alors interes­sant de maintenir des campagnes annuelles sur le parc REP 900 MWe pour garder une saisonnalisation de l’entretien globalement centree sur l’ete (figure 2.11 et figure 2.12).

Les etudes de sQrete de la nouvelle gestion en campagnes longues ont ete soldees apres que l’enrichissement eut ete fixe au terme des etudes de faisabilite. Les incertitudes tech­niques, notamment sur la conduite a long terme en cas d’APRP et la tenue du combustible a l’interaction pastille gaine en situation de 2e categorie ont ete levees. Cette derniere question n’etant pas specifique des campagnes longues, est posee de maniere generique par l’Autorite de sQrete nucleaire quel que soit le mode de rechargement.

Il ne nous est pas possible dans le cadre de ce document d’analyser les differentes specifi­cations relatives aux differents domaines d’exploitation. Nous nous bornerons donc au cas de la premiere barriere de confinement (la gaine) pour les reacteurs du palier 1300 MWe (P4 et P’4) et aux risques lies a la fusion de la pastille et a l’interaction pastille-gaine.

L’integrite de la premiere barriere n’est abordee au travers des STE que pour le do­maine RP. Lorsque la tranche se trouve dans les autres domaines d’exploitation, on peut considerer que l’integrite de la premiere barriere n’est pas remise en cause.

4.5.1. Protection de la premiere barriere vis-a-vis du risque de fusion et de ГIPG

La realisation de I’essai de temps de chute des grappes est un prealable a la realisation des essais physiques a puissance nulle. Cet essai est effectue apres chaque rechargement ou apres toute operation ayant pu affecter la geometrie du creur. Il permet de verifier la correcte insertion des groupes en cas d’Arret automatique du reacteur et de mesurer le temps d’insertion. Il consiste a mesurer, pour chaque grappe, le temps de chute effectif ecoule entre la perte de tension dans l’Ensemble electronique de commande (ECC) et l’entree de chaque grappe dans son amortisseur. Pour cela, on enregistre puis on analyse le signal electrique de la bobine de grappin fixe et celui delivre par l’enroulement primaire du capteur de position de la grappe consideree. On verifie aussi l’allure typique de la courbe qui est representee dans la figure 6.2.

Cet essai est realise en arret a chaud, a la concentration en bore minimale requise en arret pour rechargement (de l’ordre de 2000 a 2500 ppm), toutes les pompes primaires en service. La position de depart de l’essai est la position haute adoptee pour la nouvelle campagne (par ex. 260, 262 ou 264 pas sur le palier 1300 MWe). L’essai s’effectue sous — groupe par sous-groupe.

Le temps de chute des grappes est un critere de sQrete. Il doit etre verifie pour l’en — semble des grappes :

Temps(T4 + T5) + incertitude < TLIMItE

avec :

T4 : temps compris entre la perte de courant dans le grappin fixe IGF = 33 % IGFinitial et le debut de la chute de grappe; T4 est generalement inferieur a 150 ms;

T5 : temps compris entre le debut du mouvement et l’entree dans l’amortisseur;

TLIMITE : temps limite etude (sans seisme) : 2,83s pour CP0 — 2,60s pour CPY — 2,24s pour 1300 Mwe — 2,23s pour N4.

On affecte, de maniere conservatoire, une majoration de 10 ms a tous les resultats (incertitude comprise).

Le non-respect de ce critere de sQrete correspond a un probleme mecanique qui ne garantit plus, en cas d’Arret automatique, le delai d’apport de la marge d’antireactivite utilisee pour l’ensemble des etudes de sQrete relatives a la phase A (court terme) des accidents.

Dans ce cas, le remede peut aller jusqu’au changement de la grappe ou a la permuta­tion de l’assemblage incrimine.