Le creur est decharge une fois le plan transmis et apres que la puissance residuelle du creur a decru en dessous d’un certain seuil. La nature des repositionnements indiques dans le plan influe sur le positionnement des assemblages dans la piscine calcule par un logiciel de maniere a optimiser les sequences de manutention lors de l’arret. A l’occasion du dechargement, on peut constater que certains assemblages presentent des deformations geometriques (arcure sous flux). De plus, d’autres assemblages peuvent etre endommages lors des operations de manutention lors du dechargement ou du rechargement. Enfin, cer­tains elements peuvent presenter des defauts d’etancheite de gainage. Ces aleas peuvent se traduire par la non-utilisation d’assemblages initialement prevus pour etre recharges. Ils imposent alors un temps de reaction tres court dans la mesure ou leur impact sur le plan de chargement se trouve place sur le chemin critique des arrets de tranches. Un nouveau plan doit alors etre determine au plus vite.

Introduction

La realisation d’essais physiques lors du premier demarrage d’une tranche nucleaire et lors de tout redemarrage suite a rechargement contribue a la validation de la demonstration de la sQrete des reacteurs nucleaires. Cette demonstration repose en grande partie sur l’analyse de nombreux scenarios d’accidents a l’aide de simulations informatiques mettant en reuvre des methodes numeriques et des modeles physiques parfois complexes et sur la verification du bon fonctionnement des systemes de surveillance et de protection du creur. Les modeles et les equipements doivent etre imperativement qualifies au travers d’un programme d’essais physiques.

Nous developperons dans ce chapitre les differents objectifs des essais physiques de redemarrage ainsi que leur deroulement. Nous montrerons ensuite comment l’analyse du REX permet d’adapter les essais physiques afin d’optimiser leur duree tout en satisfaisant aux objectifs qui leur sont assignes.

Les tendances principales que I’on peut degager du REX des differents essais sont les suivantes :

• quelques occurrences de depassement du critere de conception sur la concentration en bore, ayant permis de mettre en evidence par exemple le phenomene d’appau — vrissement du bore en cas de recyclage;

• la constance des ecarts M/C dans les configurations TBH et grappees permet d’en — visager un allegement des mesures, avec l’objectif de ne conserver que les mesures TBH ;

• concernant l’efficacite des groupes, le taux de depassement du critere de +10 % etait de l’ordre de 5 % avec l’ancienne chaTne de calcul. Il a ete sensiblement ameliore avec la nouvelle chaTne de calcul d’EDF CASSIOPEE;

• enfin, des evolutions des techniques de mesure (RIC renove par exemple) sont aussi apportees pour reduire la duree de realisation des essais tant a puissance nulle qu’a puissance nominale.

Au-dela de la simple verification du respect des criteres de conception et de sQrete lors du depouillement des essais physiques, le REX permet egalement de faire evoluer les regles d’essais. Ces dernieres annees, les evolutions du programme d’essais physiques de redemarrage envisagees ont consiste a rendre conditionnels les essais concernant les groupes de compensation de puissance (efficacite par dilution jusqu’a l’insertion a puis­sance nulle, concentration en bore critique et coefficient isotherme). Pour les tranches en mode A, l’evolution du programme d’essais a consiste a supprimer les essais avec les groupes C et D inseres (efficacite par dilution jusqu’a l’insertion complete de C et D, concentration en bore critique et coefficient isotherme).

Ce type de demarche necessite des etudes de justification soumises a l’approbation de l’Autorite de sQrete nucleaire. L’allegement des essais physiques de redemarrage constitue un axe de progres important dans le cadre du projet RDA (Reduction des durees d’arret) visant a l’amelioration de la disponibilite et de la sQrete du parc EDF.

6.2. Conclusion

Le programme d’essais physiques au redemarrage permet de caracteriser experimentale — ment le nouveau creur (du point de vue de la reactivite, des effets de contre-reactions, des efficacites des absorbants et de la distribution de puissance) et de valider les calculs previ — sionnels avant la reprise de l’exploitation normale et la mise a disposition de la tranche au reseau. Cette etape est primordiale car elle correspond aussi a la premiere prise en main du reacteur apres rechargement. La charge de travail associee a ces essais est importante et intervient en fin d’une phase d’exploitation intense (arret de la tranche).

A I’issue des essais, le creur est apte a etre exploite en production et disponible au reseau, la production d’energie debutant des le palier a 8 % PN apres couplage au reseau.

Ces dernieres annees, au fur et a mesure du recueil du REX et de la demonstration des performances de la chaTne de calcul des creurs, un important programme d’optimi — sation des essais en vue de reduire leur volume et leur duree a ete mis en reuvre apres approbation par l’Autorite de sQrete nucleaire. Ce programme se poursuit avec, en autres, la mise en reuvre prevue d’une nouvelle technique de mesure par Pesee Dynamique de l’efficacite des Grappes (PDG).

8.2.3.1. Presentation generale du SPIN

Le Systeme de protection integre numerique (SPIN) regroupe l’ensemble des equipements qui, a partir des informations fournies par les capteurs de protection et l’instrumentation associee, elaborent des ordres vers les actionneurs de protection. Les actions de protection demandees par le SPIN peuvent etre divisees en deux classes :

• l’arret automatique du reacteur (AAR),

• les actions des systemes de sauvegarde.

L’architecture generale du SPIN comprend (figure 8.6) :

• Quatre Unites d’acquisition et de traitement pour la protection redondantes (UATP)

Chaque unite effectue l’acquisition des differentes entrees du systeme (analogiques, numeriques, impulsionnels ou logiques), le traitement (notamment la comparaison aux seuils de declenchement) et les echanges d’informations avec les autres UATP et les autres systemes. Elle emet les ordres d’AAR.

L’UATP est decoupee en Unites fonctionnelles (UF) correspondant chacune a une ou plusieurs fonctions de protection elementaires et en Unites d’echange (UE) qui permettent les communications avec les autres UATP et avec l’exterieur.

Les fonctions de protections nouvelles par rapport aux reacteurs 900 MWe sont im — plantees dans les UF6 et UF7 (chaTne bas REC et chame surpuissance lineique).

La technologie utilisee est a base de traitements numeriques par microprocesseurs et de transmissions par liaisons multiplexees.

• Deux Unit6s logiques de sauvegarde ind6pendantes (ULS)

Les unites logiques de sauvegarde regoivent les signaux de declenchement elabores par les UATP ainsi que d’autres signaux et effectuent a partir de ceux-ci un traitement logique pour elaborer les ordres de commande des divers actionneurs des circuits de sauvegarde. L’ensemble des traitements est realise au moyen de circuits logiques cables.

• Une Unite de transfert des grandeurs numerisees (UTGN)

Cette unite regoit des valeurs numerisees de mesures acquises ou calculees et les retransmet au TCI (Traitement complementaire des informations), en salle de com­mande et au Systeme d’instrumentation nucleaire (SIN controle).

• Un Testeur

Ce systeme permet d’effectuer les tests periodiques du SPIN et a l’aide de l’equipe — ment de programmation des REPROM de modifier les valeurs des seuils et de certains parametres contenus dans les memoires REPROM reactualises en cours de cycle.

Sur les REP 900 MWe, le facteur de point chaud Fq n’est pas directement mesurable. C’est a partir de la connaissance de la difference axiale de puissance ЛІ que I’on va verifier si I’on se situe a l’interieur des limites imposees par les criteres de sQrete.

Pour ce faire, on a etabli de fagon generique par des calculs theoriques, un domaine de fonctionnement. Ce dernier est deduit d’une correlation qui lie le Fq et l’Axial-Offset (AO, difference entre la puissance de la moitie haute et la puissance de la moitie basse rapportee a la puissance totale). Cette correlation depend de plusieurs parametres :

• la position des groupes de grappes,

• la puissance du creur,

• i’epuisement du creur,

• ie niveau de i’empoisonnement xenon et des produits de fission.

Ces divers parametres sont combines de maniere a couvrir ie plus grand nombre de cas de fonctionnement possibles en cherchant a maximiser ie facteur de point chaud. Les re — suitats de ces caicuis sont reportes dans ie pian Fq = f(AO) et on obtient ce qu’on appeiie ia « Fiy-speck». L’examen de cette fly-speck montre que tous ies points de fonctionne­ment sont situes a i’interieur d’un domaine iimite par trois droites. Cependant, ia fly-speck n’etant pas expioitabie pour ie piiotage, puisque que nous ne disposons pas d’une me — sure en continu du facteur de point chaud Fq, on traduit ceiie-ci dans ie pian Pr = f(AI) (figure 9.11). Ainsi, ie critere : Fq * Pr < Fqaprp peuts’ecrire :

• pour ia droite 1 : Fq * Pr = a AO * Pr +b

Pr < Fqaprp

• pour ia droite 2 : Fq * Pr = a’ AO * Pr <

FQaprp

• pour ia droite 3 : Fq * Pr = a" AO * Pr

+b" Pr < FQaprp

avec Pr ia puissance reiative du creur.

La resoiution de ces inegaiites, ou sont introduites ia difference axiaie de puissance et ia puissance reiative, conduit a i’etabiissement du domaine de fonctionnement dans ie pian Pr = f (AI).

La fly-speck conduit a un piateau Fq = 2,69 superieur a ia iimite APRP Fq = 2,35. Or, ii faut a chaque instant respecter ie critere sur ia iimite APRP :

Fq * Pr < Fqaprp Pr < = 0,87

Cette contrainte iimite donc ia puissance du reacteur a 87 % PN. Pour eviter cette penaii — sation excessive, on a cherche parmi tous ies points de ia fly-speck ceux qui conduisaient a cette restriction. Cette etude compiementaire a montre qu’en iimitant ie AI dans une bande AIref ± 5 % PN, on pouvait atteindre ia puissance nominaie tout en respectant ia iimite APRP.

La difference axiaie de puissance de reference AI ref est par definition ie AI mesure a puissance stabie en fonctionnement stabie (xenon a i’equiiibre) avec ies groupes de regu — iation positionnes a ieur minimum d’insertion. Cette vaieur de AI qui varie avec i’epuise — ment du combustibie est reactuaiisee periodiquement de fagon experimental.

La droite qui joint i’origine au point (Pr = 100 % PN, AIref) est ia droite qui correspond a un piiotage a Axiai-Offset constant:

AI ref = AO * Pr = Cte * Pr

et a une distribution axiale de puissance la moins perturbee. De ce fait, une oscillation axiale ne peut se developper dans ce cas.

Des sorties frequentes de la bande AIref ± 5 % PN pour des puissances superieures a 87 % PN ont conduit a la determination de limites du domaine de fonctionnement moins contraignantes. Par contre, le respect du critere lie au rapport d’echauffement critique ampute le domaine de fonctionnement pour les ЛІ positifs. En effet, en cas d’accident de categorie 2, la protection globale par ЛТ (temperature elevee) peut ne pas intervenir avant que le REC soit inferieur a 1,3 (correlation W3).

Les consignes d’exploitation sont alors les suivantes :

• Pr > 87 % PN : Le ЛІ doit rester dans la plage ЛігЄ ± 5 % PN. La sortie de cette plage est autorisee pendant une duree maximale de 1 heure par periode de 12 heures (les etudes montrent que dans ces conditions, il n’y aura pas d’oscillation xenon incontrolable).

• Pr < 87 % PN : Le ЛІ peut etre situe en n’importe quel point du domaine de fonc­tionnement. Cependant, pour repasser au-dessus de 87 % PN, il faut s’assurer que pendant les 12 dernieres heures, le ЛІ n’est pas sorti de la bande ЛІref ± 5 % PN.

• Tranches CPO : 6 tranches en campagne allongee gestion CYCLADES 1/3 4,2 % a partir de leur deuxieme visite decennale. Depuis fin 2003, tout le palier CP0 est passe a cette nouvelle gestion. Les longueurs de campagne sont de l’ordre de quinze mois ce qui correspond a trois arrets tous les quatre ans. [4]

220 assemblages MOX par an, on ne peut avoir la gestion Hybride MOX a l’equi — libre sur les 28 tranches de ce palier. La teneur en MOX a ete augmentee de 5,3 % a 7,08 % avec maintien de l’equivalence UO2 3,25 % en raison de la degradation du vecteur isotopique du plutonium resultant de l’augmentation de l’epuisement de decharge UO2. En pratique, la gestion hybride MOX comporte deux variantes prin­cipals 28 UO2 / 1 6 MOX et 32 UO2 / 8 MOX.

Afin d’eviter tout risque de fusion du combustible, la temperature au centre de la pastille ne doit pas depasser 2590 °C. Cette valeur correspond a la temperature de fusion de l’UO2 diminuee de l’effet de l’irradiation et des incertitudes.

Sur les transitoires de condition (ou classe) 2, c’est-a-dire des transitoires dont la fre­quence d’occurrence est de 1 a 10-2 /an/reacteur comme le Retrait incontrole de groupes, on montre que la temperature au centre de la pastille est directement liee a la puissance lineique locale du combustible. Le critere de temperature de 2590 °C est respecte si la puissance lineique locale est inferieure a 590 W/cm.

La puissance lineique est la puissance degagee dans le creur par cm de hauteur de creur. A titre d’exemple, dans le systeme de protection du palier 1300 MWe (SPIN), elle s’exprimee a partir d’une formule de synthese 1D-2D :

Plin(z) = P(z) ■ Fxy(z) ■ P;™y ■ KGL

ou

P(z) : Distribution axiale de puissance moyenne creur

Puissance max crayon a la cote z

Fxy(z) : Facteur de pics radiaux Fxy(z) = Puissance moyen’e a, a cote z

Pm°y : Puissance lineique moyenne egale a 170,23 x Puissance relative du creur

KGL : Facteur de correction de grille (specifique au SPIN).

Les Fxy(z) sont determines grace aux cartes de flux mensuelles (cf. chapitres 6 et 7). Toutefois, seuls les Fxy(z) en configuration toutes barres hautes sont accessibles via les mesures. Pour les autres configurations de grappes necessaires au calcul de la puissance lineique par le systeme de protection des reacteurs 1300 MWe (cf. chapitre 8), quelles que soient les conditions de fonctionnement, on utilise des Fxy(z) de conception determines lors des etudes de sQrete specifiques de rechargement du creur.

Afin de se proteger du risque de fusion de la pastille par puissance lineique elevee, les specifications techniques du combustible requierent que la puissance lineique elaboree par le SPIN en fonction de la cote axiale reste inferieure ou egale a la valeur limite retenue lors de l’etude de la recharge du creur.

Diverses autres actions sont aussi entreprises avant la realisation des essais. On peut citer:

• Pendant la phase de montee en temperature (de 120 °C a 286 °C sur le 900 MWe, de 120 °C a 297,2 °C sur le 1300 MWe), l’intercalibration en regime isotherme des thermocouples de l’instrumentation interne a partir des sondes de temperature des boucles primaires (essais RIC 101).

• La preparation et le reglage du reactimetre a partir des donnees du DSEP fourni par l’UNIE avant la divergence. Raccordement du reactimetre sur une CNP. Mise en ser­vice d’un second reactimetre en cas de defaillance du premier (cette pratique est de moins en moins necessaire sur les tranches equipees d’un reactimetre numerique).

• La concentration en bore est portee a environ 2000 ppm.

• Le circuit TEP est ligne pour recevoir les effluents primaires.

• L’affichage des recouvrements des groupes de compensation de puissance. Verifica­tion du calage des groupes en position haute (EP RGL 104).

Le chapitre IX des RGE demande, pour chaque carte de flux et pour chaque CNP, le respect des criteres suivants :

• reconstitution du niveau de puissance : 5 = |WBIl1oo — PrpN| < 5 % PN,

• reconstitution de la difference axiale de puissance : e = |AIinterne — AIexterne| < 3 % PN.

Les charnes de protection du systeme RPN sont dimensionnees en tenant compte de ces incertitudes maximales de calibrage.

Les coefficients a, KH et KB calcules lors d’un EP RPN 12 doivent donc conduire au strict respect de ces criteres. Dans le cas contraire, l’essai est invalide.

D’une maniere generale, ces criteres doivent evidemment etre respectes a tout moment du fonctionnement pour garantir la sQrete de I’installation.

C’est pourquoi, entre deux essais RPN 12 :

• la validite des KH et KB est verifiee une fois par semaine en cycle naturel. Les charnes de puissance sont recalees pour tout ecart superieur a 2 % PN entre le BIL KIT et le BIL RPN lors des EP RPN 8;

• la realisation de l’EP RPN 11 tous les 30 jepp est aussi l’occasion de verifier la validite des coefficients a, KH et KB.

Il s’agit de calculer un point de consigne qui sera fonction du niveau de puissance, de la temperature et de la pression primaire ainsi que de la distribution de puissance AI. On a :

REC = f(AT, T, p, AI)

Le niveau de puissance AT sera donc compare a chaque instant a un point de consigne variable : ATte = f (T, p, AI).

Afin de simplifier le calcul de cette fonction, une separation des variables est effectuee et la consigne est calculee en deux phases :

• calcul d’un point de consigne qui prend en compte les effets sur la crise d’ebul­lition de la temperature T et de la pression p pour une distribution de puissance donnee, dite de reference. Cette premiere etape conduit a l’etablissement de limites physiques dans un plan temperature-puissance, limites parametrees en fonction de la pression primaire;

• calcul d’une fonction de correction du point de consigne etabli precedemment pour tenir compte de l’effet de la distribution axiale de puissance (a travers le para — metre AI) a conditions thermohydrauliques (T, p) donnees.

Les limites physiques sont calculees a l’aide d’un code de thermohydraulique qui de­termine le niveau de puissance limite en fonction de la temperature et de la pression primaire, avec les hypotheses suivantes :

• distribution axiale de reference en cosinus « tronque », donc symetrique (AI = 0), avec un pic egal a 1,55. Comme nous le verrons plus loin, cette loi est enveloppe vis-a-vis du REC des distributions reelles de puissance dans une plage de AI « raison — nables » correspondant au fonctionnement normal de l’installation. Ceci evite une reduction du point de consigne de la protection (par f (AI)) en exploitation normale dans une bande « mediane » de AI; [39]

• pression primaire comprise entre 124 et 165,5 bar. En dehors de cette plage, l’arret automatique est actionne par haute ou basse pression.

En plus des iimites sur la crise d’ebullition, apparaissent ies iimites en saturation a la sortie du creur dont le but est de conserver la validite de la mesure de puissance par AT. Pour une pression primaire donnee, le domaine interdit est donc situe au-dessus de la limite physique correspondante (figure 8.15).

La correction a apporter aux limites physiques en fonction de la distribution de puis­sance est calculee a l’aide d’un code de thermohydraulique qui determine le niveau de puissance limite pour des valeurs de la pression et de la temperature primaire situees sur les limites physiques et pour differentes distributions de puissance. L’echantillon de distri­butions de puissance examine est le meme que celui decrit pour la protection contre la surpuissance.

Une schematisation des calculs decrits precedemment est presentee figure 8.1 6.

La fonction de penalite determinee est indiquee figure 8.17. La distribution de puis­sance de reference est bien l’enveloppe des distributions reelles de puissance dans une plage suffisante de difference axiale du flux : -20 % PN a +5 % PN en cycle 1, -15 % PN a +14 % PN pour les cycles ulterieurs, en mode G : bande correspondant au fonction — nement normal du reacteur. En dehors de cette plage, la puissance limite definie par les limites physiques devra etre reduite lineairement en fonction du AI.