Le mode X est le dernier mode de pilotage congu par FRAMATOME pour le palier N4. Ses objectifs consistent a controler simultanement le desequilibre axial de puissance et la temperature moyenne du moderateur. Ces controles s’effectuent en boucle fermee.

9.1.3.4.1. Moyens de controle

9.1.3.4.1. 1. Groupes de rSguiation

La regulation est assuree par cinq groupes de grappes (figure 9.18) :

• le groupe X1 constitue de 4 grappes grises,

• le groupe X2 constitue de 4 grappes noires,

• le groupe X3 constitue de 4 grappes grises et 4 grappes noires,

• le groupe X4 constitue de 8 grappes noires,

• le groupe X5 constitue de 9 grappes noires.

9.1.3.4. 1.2. Bore soluble

Le bore est utilise pour compenser les variations lentes de reactivite dues a l’empoisonne — ment du xenon et a l’usure du combustible.

9.1.З.4.2. Principes

La pression interne des gaz de fission en fin de vie du combustible ne doit pas depasser la pression qui conduirait a une reouverture du jeu pastille-gaine. Un historique enve — loppe de puissance de fonctionnement des crayons doit alors etre verifie, en particulier

lors des derniers cycles d’irradiation. Le combustible MOX est particulierement sensible a cet aspect. En effet, le MOX a une conductibilite thermique plus faible que celle de l’UO2 (environ 4 %) entraTnant une temperature des crayons plus importante et un plus grand relachement des produits de fission gazeux d’ou une pression interne plus importante. La puissance lineique des MOX ne doit pas alors depasser au cours de la campagne l’histo — rique de puissance utilise pour la conception thermomecanique du crayon, sachant que dans le MOX la puissance degagee en fonction du taux de combustion decroTt beaucoup moins que pour l’UO2 (figure 3.8).

Des limites au taux de combustion maximum de decharge des assemblages sont im — posees reglementairement compte tenu du gonflement de l’oxyde sous irradiation ainsi que de la diminution des caracteristiques mecaniques de la gaine. La limite sur l’irra — diation maximale de decharge des assemblages en LNAt (+60 jepp de stretch) etait de 47 000 MWj/t jusqu’en 1999.

Des efforts de recherche menes dans le domaine du comportement en situations acci — dentelles du combustible fortement irradie (experiences CABRI menees au CEA) ont per — mis par le passe d’obtenir des derogations en fonction des resultats obtenus. Durant une periode transitoire, l’autorisation a ete accordee de depasser 47 GWj/t sous reserve de respecter un nombre maximum de 50 assemblages par recharges d’irradiation comprises entre 47 et 50 GWj/t. Enfin, un dossier a ete instruit aupres de l’Autorite de sQrete nucleaire afin de porter l’irradiation maximale des assemblages decharges a 52 000 MWj/t. L’autori­sation en a ete obtenue en 1999 et est valable pour les combustibles UO2 de fabrication posterieure a 1993.

Les plans de chargement sont optimises de fagon a eviter les depassements en taux de combustion. Cependant, le seuil de 52 GWj/t est susceptible d’etre atteint pour les gestions CARANCE, GEMMES et CYCLADES.

Les produits recents des fournisseurs utilisent de nouveaux materiaux pour le gainage et la structure (exemple gainage M5 d’AREVA). L’objectif en taux de combustion de la prochaine generation d’assemblages est de 62 GWj/t.

5.1.1.4.1. Instrumentation externe

Les recommandations d’emploi des chambres externes sont les suivantes :

• necessite d’un calibrage interne-externe dans la configuration toutes grappes ex — traites car les chambres externes ne voient que la distribution de puissance des as­semblages peripheriques voisins. Ce calibrage doit etre fait periodiquement pour tenir compte de l’epuisement du creur et de l’eventuelle derive des chambres;

• necessite de tenir compte, dans l’utilisation des signaux des chambres externes, de l’effet de redistribution spatiale de la puissance du creur en fonction de l’inser — tion des grappes par exemple ainsi que des variations de temperature d’entree cuve (1 % PN / °C) car l’attenuation du flux neutronique entre le creur et les chambres varie, a puissance donnee, en fonction de la densite du refrigerant en peripherie du creur (densite correspondant a la temperature d’entree de la cuve);

• tests specifiques pour verifier la reponse des chambres externes multi-etagees dans des situations representatives de categorie 2 (chute ou retrait incontrole de grappes) sur les creurs ainsi instrumentes. Insuffisance prevue necessitant un calage de l’alarme bas REC eleve sur les REP 1300 MWe et N4 pour prevenir les cas d’ac — cidents non detectes; [15]

— complexite du dispositif de mouvement des chambres avec ouverture et ferme — ture de vannes d’isolement. Ce systeme se bloque parfois sur detection d’in — etancheite (detection d’humidite souvent causee a I’exterieur du systeme);

— complexite du controle des mouvements des chambres necessitant une armoire RIC par chambre;

— complexite des liaisons RIC/calculateur.

• Aspect fonctionnel :

Entre les cartes de flux effectuees tous les mois et les calibrages interne-externe com — plets, l’exploitant doit depouiller un nombre important d’essais dans des conditions de stabilite contraignantes pour l’exploitation et la disponibilite du creur.

• Aspect sQrete :

L’existence des traversees en fond de cuve implique un risque, comme une breche primaire particuliere, qui doit etre pris en compte dans l’analyse de sQrete.

Le principal avantage de l’instrumentation interne est malgre tout une mesure complete et precise de la distribution de puissance. Un tiers des assemblages instrumentes est scrute axialement sur toute la hauteur. Cette « densite » d’instrumentation permet une bonne reconstitution de la nappe de puissance 3D.

Ces essais sont conditionnels aujourd’hui en cas de CTM positif.

6.1.5.3.7.1. Concentration en bore

Cette mesure s’inscrit dans la continuite de la mesure de l’efficacite differentielle et inte — grale des groupes de compensation de puissance a la position de calibrage en mode G (cf. paragraphe 6.1.5.3.5). En fin de dilution pour la determination de l’efficacite des groupes gris et apres homogeneisation du circuit primaire, on releve la concentration en bore cri­tique. Il s’agit:

• de confirmer l’efficacite des groupes de compensation de puissance en verifiant la coherence des resultats experimentaux : conformite des mesures de concentrations en bore (difference entre les etats toutes barres hautes et groupes gris inseres) et des mesures de reactivite au reactimetre;

• de controler les calculs previsionnels de reactivite pour une distribution spatiale de flux neutronique avec une insertion partielle de grappes dans le creur.

Le principe de l’essai est identique a celui des mesures de CB TBH et RIN.

La valeur corrigee de la CB groupes gris a la position de calibrage est:

CB(exp, GGIN) = CB(manu, GGIN) + ApGGIN/eb(the, GGIN)

+ (aiso(the, GGIN)(Tmoy — Tref)/eb(the, GGIN)

On verifie de plus la coherence avec la mesure de la CB TBH et avec l’efficacite inte — grale experimental des groupes gris.

Le critere associe a cette mesure s’ecrit:

CB(exp, GGIN) = CB(manu, GGIN) + [CB(exp, TBH) — CB(the, TBH)]

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

Le phenomene d’interaction pastille gaine constitue aussi un risque vis-a-vis de la premiere barriere. Ce phenomene a ete decrit au chapitre 4. Nous rappelons ici brievement les origines physiques du phenomene.

Soumises a une irradiation neutronique intense, les pastilles d’UO2 et la gaine sont le siege de deformations qui modifient l’epaisseur du jeu pastille gaine (figure 8.5).

Le combustible est soumis aux effets suivants :

• la densification : en debut de vie, l’elimination des micro-porosites du combustible fritte conduit a une diminution du volume des pastilles d’UO2; [30]

• le fluage radial vers l’exterieur sous I’effet de la pression des gaz de fission en cours d’irradiation;

• la corrosion chimique interne par les produits de fission (I’iode en particulier) et externe par le refrigerant.

Lorsque le jeu pastille gaine est comble, la gaine est le siege de contraintes de trac­tion qui, en augmentant lors d’une variation de puissance, peuvent entrarner une fissu — ration voire une rupture du gainage, affectant ainsi l’integrite de la premiere barriere de protection.

A puissance stable, le niveau des contraintes de traction est modere et quasi-constant. On dit alors que le crayon est conditionne a la puissance d’irradiation. L’amplitude des contraintes de traction ne represente pas un danger pour l’integrite de la gaine.

En cas de transitoire de puissance en fonctionnement normal ou accidentel de classe 2, la variation de puissance lineique resultant de I’augmentation de puissance globale du creur combinee a la deformation de la distribution de puissance peut etre importante, en particulier au voisinage des assemblages grappes. En cas de baisse de puissance au-dela de huit heures, il s’amorce un deconditionnement local du crayon dQ au fluage de la gaine vers l’interieur et au leger gonflement du crayon lors du palier bas de puissance. En ex­ploitation, on decompte precisement les durees de Fonctionnement Prolonge a Puissance Intermediate (typiquement en dessous de 90 % pour une duree superieure a 8 heures par periode de 24 heures). L’importance du deconditionnement depend de l’amplitude de la variation de charge, de l’evolution de la distribution axiale de puissance, de la position de l’assemblage dans le creur, notamment vis-a-vis des grappes de controle.

Le phenomene IPG limite donc la souplesse de fonctionnement du reacteur, sur tous les paliers. Actuellement, on impose des restrictions sur la duree de fonctionnement a puissance intermediate sous forme d’un credit, sur les vitesses de remontee en puissance et sur le type de fonctionnement (suivi de reseau ou fonctionnement en base). En effet, l’etat thermomecanique du crayon se construit en fonctionnement normal avant un even — tuel transitoire incidentel. Moyennant le respect des STE (credits et alarmes) et un reglage adapte des seuils de protection, les etudes montrent qu’il n’y a pas de risque de rupture par IPG.

En categorie 2, les situations suivantes doivent etre considerees :

• augmentation excessive de charge par ouverture en grand des vannes vapeur, entraT — nant une excursion de puissance primaire au-dela de 100 % PN;

• retrait incontrole d’une grappe de controle en puissance, ces deux transitoires en — traTnant une intervention des protections ATSurpuiSSance et ATtemperatureelevee (900 MWe) ou puissance lineique elevee (1390 MWe);

• chute de grappe avec retour en puissance sous l’effet de refroidissement du creur et de l’intervention de la regulation de temperature moyenne avec une distribution de puissance degradee (radialement et axialement).

L’accident de dilution homogene, en raison de sa cinetique lente, autorise une relaxa­tion des contraintes et n’entraTne donc pas de rupture IPG lors des transitoires accidentels de condition 2.

Pour se premunir contre le risque IPG, il importe donc de controler les augmentations de puissance locales.

Une approche en trois volets mettant en jeu la protection, la surveillance et les STE a ete retenue pour repondre a cette necessite.

La premiere consiste a dimensionner le seuil d’arret automatique par puissance li­neique suffisamment bas pour limiter les augmentations de puissance dans les crayons a risque IPG tout en surveillant la puissance maximale au point chaud.

Ces dimensionnements permettent de couvrir le risque IPG en cas de retrait incontrole de groupe de puissance ou d’augmentation excessive de charge.

Pour les REP 1300 MWe, afin de ne pas trop se penaliser vis-a-vis des situations de fonctionnement normal et aussi pour pouvoir assurer avec un seuil unique une protec­tion IPG efficace dans une grande variete de situations accidentelles caracterisees par des configurations de grappes diverses, le dimensionnement du seuil est associe a la prise en compte d’une majoration (a travers les Fxy(z) implantes dans le SPIN) des puis­sances lineiques modulees en fonction des diverses configurations de grappes limitatives en classe 2.

L’optimisation de la valeur du seuil de protection par puissance lineique a conduit par ailleurs a limiter a l’aide d’une alarme de surveillance durant la longueur naturelle de campagne les valeurs positives de desequilibre axial de puissance a +6 % a 100 % PN et a +15 % a 15 % PN, pour assurer la tenue a l’lPG en cas d’accident de chute de grappes n’entrarnant pas l’intervention des protections.

La seconde approche vise a eliminer les cas les plus penalisants de chute de grappe, a savoir les chutes de deux grappes non detectees par le systeme de protection en logique 2/4 (2 charnes externes doivent detecter la chute).

En fait, la prise en compte de l’lPG en classe 2 impose de pouvoir detecter a tout moment la chute de 2 grappes en debut de campagne. Or, les etudes menees sur le sujet montrent que dans certains cas, cette detection n’est pas garantie.

La solution consiste a « forcer », en logique 1/4, l’arret automatique par d^i/dt negatif, en fixant le seuil RECS du rapport d’echauffement critique a une valeur arbitrairement elevee de 4, en debut de campagne. Le seuil RECS est ramene a sa valeur initiale a partir de 3000 MWj/t.

Le troisieme aspect concerne le suivi de l’etat thermomecanique du creur dans le cadre des Specifications techniques d’exploitation. La frequence et la duree des varia­tions de puissance en fonctionnement normal fragilisent la gaine par un accroissement des contraintes. Une limitation du Fonctionnement prolonge a puissance intermediate (FPPl) a donc ete introduite en complement des majorations evoquees ci-dessus. Cette limitation, de l’ordre de quelques dizaines de jours, est regie par un facteur K, image des marges disponibles en contrainte entre la limite technologique du combustible, et la contrainte locale maximale atteinte pour tout transitoire de classes 1 et 2.

Une approche analogue mettant en jeu les protections AT, les alarmes bornant le do — maine du fonctionnement normal et les STE (suivi du credit IPG) est utilisee sur le palier 900 MWe pour differentes gestions.

Lorsque la temperature du combustible augmente, l’agitation thermique des noyaux en­trame un elargissement des resonances. Il s’ensuit une augmentation de l’integrale effective de resonance, et notamment de celle du noyau 238U majoritaire dans le creur; ce qui se traduit par une diminution du facteur anti-trappe p qui est la probabilite que possede le neutron de ne pas subir de capture sterile pendant son ralentissement. Cet effet est sta — bilisant car il entrame une diminution de la reactivite. Il depend de la temperature du combustible mais varie peu pendant la campagne compte tenu de la faible variation en 238U entre le debut et la fin du cycle. Des isotopes du Pu comme l’isotope 240 contribuent aussi a l’effet Doppler.

On appelle variabilite la variation du nombre d’assemblages neufs recharges par rapport a une recharge standard, soit 64 assemblages neufs pour un REP 1300 MWe en gestion tiers du creur par exemple. La variabilite peut etre positive ou negative et se situe generalement a ±4 assemblages neufs pour des questions d’adequation avec les donnees generiques de sQrete fournies dans le dossier general devaluation de la sQrete des tranches (cf. cha — pitre 6).

Intuitivement, on peut s’attendre a une augmentation de l’epuisement moyen de de­charge si l’on encharne des campagnes avec des recharges comportant moins d’assem­blages neufs que la recharge standard, car cela va dans le meme sens qu’une augmentation du fractionnement. Le combustible sera donc mieux utilise avec des recharges comportant moins d’assemblages neufs que la recharge standard.

La variabilite « en nombre » permet donc une certaine modulation de la longueur naturelle des campagnes. Ce levier supplementaire peut etre utilise pour mieux placer les arrets de tranche, en particulier en evitant d’arreter une tranche pendant la periode la plus froide de l’annee ou en evitant une modulation volontaire de la production pendant l’hiver (cf. paragraphe 1.2). En hiver, en particulier aux mois de decembre, janvier et fevrier, en raison d’une demande electrique plus importante, il est necessaire d’utiliser les groupes thermiques classiques qui sont plus onereux. En France, -1 °C de temperature moyenne entrarne une demande supplementaire de +1200 MWe, soit pratiquement une tranche nucleaire. Un arret place en hiver coQte environ 15 M€ de plus qu’un arret place l’ete. En consequence, on cherche a placer les arrets sur les periodes les moins chargees de l’annee. Toutefois, on peut remarquer qu’un arret en ete, interessant economiquement, conduira dix-huit mois plus tard, dans le cas d’un cycle de cette duree, a un arret en hiver, tres penalisant d’un point de vue economique.

Enfin, notons que la variabilite dans les recharges est a l’heure actuelle rencontree sur les REP 1300 MWe de maniere limitee avec -4 assemblages neufs et sur le palier 900 MWe avec +4/-8 assemblages.

Les futurs projets de gestions, comme GALICE, prennent en compte une variabilite systematique de ±8 assemblages, denommee flexibilite. Cette flexibilite permet une mo­dulation de pres de 60 jepp sur la longueur de campagne.

A l’avenir, la flexibilite devrait evoluer vers le concept plus global de « souplesse » dans lequel le contenu des recharges (en nombre d’assemblages et en nature) pourra etre adapte au cas par cas en fonction des besoins de production. On depassera alors le cadre traditionnel des schemas de gestion du combustible.

1.1.1. Optimisation du plan de rechargement

Cet aspect de la gestion du combustible sera vu en detail au chapitre 3.

L’etancheite des gaines est surveillee en exploitation par le suivi de l’activite du circuit primaire. Le maintien en fonctionnement ou l’arret anticipe du reacteur est determine en fonction de l’application des Specifications techniques d’exploitation (cf. chapitre 4). Les seuils conduisant a l’arret anticipe sont rarement atteints (jets de baffle, defauts lies a la fabrication du combustible). Lorsque le niveau d’activite depasse un certain seuil, on effectue des tests supplementaires (ressuage) lors du dechargement sur les assemblages suspectes d’etre inetanches. Les assemblages non rechargeables sont stockes dans la pis­cine du batiment combustible (BK) en attendant d’etre repares. La reparation consiste en l’extraction du ou des crayons irradies ruptes qui sont remplaces par des crayons neufs d’enrichissement plus faible ou des crayons en inox.

Si on juge qu’il sera difficile de trouver un bon plan de chargement, on peut anticiper les operations de reparation de fagon a les realiser en ligne pendant l’arret de tranche. Cette operation a deja ete realisee a plusieurs reprises avec succes sur des assemblages experimentaux sans impact sur la duree de l’arret.

Des problemes sont parfois rencontres lors de la manutention du combustible irradie, notamment pendant le rechargement. Ce type d’alea est le plus penalisant car il laisse peu de temps pour trouver un nouveau plan. Les dispositions mises en reuvre pour fiabiliser les operations de manutention sont:

• les recommandations sur la sequence de chargement et les vitesses de deplacement des assemblages;

• l’outil d’aide au chargement qui guide l’insertion des assemblages dans le creur;

• ^amelioration des futurs produits combustible, afin de reduire les risques d’accro — chage entre assemblages.

6.1.1. Objectifs

Les essais physiques de redemarrage des reacteurs nucleaires permettent:

• la qualification experimental des etudes d’accidents;

• la verification de la conformite du creur aux calculs neutroniques de recharge;

• la validation des calculs devaluation de la sQrete de la recharge effectuee selon l’approche des parametres cles (cf. chapitre 3);

• la determination du Coefficient de temperature moderateur (CTM);

• le calibrage de l’instrumentation utilisee pour la surveillance du creur et pour sa protection.

Les etudes et les essais effectues lors du redemarrage de la tranche sont regroupes et detailles dans les documents suivants :

• Documents generiques a un mode de gestion sur un palier et definissant le cadre des etudes et des essais :

— DGES : Dossier general devaluation de la sQrete de la recharge. Ce dossier contient pour chaque parametre cle issu du Rapport de sQrete, une valeur limite associee. Le respect des valeurs limites des parametres cles est suffisant pour garantir la sQrete d’une recharge. Toutefois, d’eventuels depassements peuvent etre argumentes et acceptes. Cette approche a ete validee par l’Autorite de sQrete nucleaire.

— REPR : Regles d’essais physiques au redemarrage. Ce document precise le pro­gramme d’essais physiques a realiser, les objectifs, les tolerances sur les para­metres mesures par rapport a la theorie ainsi que les procedures pratiques de realisation des essais. Il est complete par des guides types decrivant les modes operatoires de realisation des essais. Il permet de deroger sur certains points aux STE qui sont d’application pour tout changement d’etat de la tranche, en particulier pour la position des grappes ou l’indisponibilite des chaTnes de me — sure de la puissance neutronique. Ce document regoit l’agrement de l’Autorite de SQrete Nucleaire.

• Documents etablis a chaque recharge associes a la mise en application des principes decrits dans les documents generiques :

— DSS : Dossier specifique devaluation de la sQrete de la recharge. Ce document fait la demonstration de la sQrete d’une recharge particuliere en comparant pour chaque parametre cle, la valeur theorique obtenue pour la recharge avec la valeur limite contenue dans le DGES. Ce dossier est transmis a l’Autorite de sQrete nucleaire avant le redemarrage de la tranche.

— DSEP : Dossier specifique d’essais physiques de redemarrage. Ce document, specifique a une recharge, contient l’ensemble des valeurs previsionnelles at — tendues lors des essais physiques. Il permet la confrontation aux mesures effec — tuees dans le cadre des REPR.

— DSFP : Dossier specifique fonctionnement-pilotage. Destine aux equipes de conduite de la centrale, ce document regroupe sous la forme de schemas, courbes, tableaux, les elements relatifs a la physique du creur necessaires a l’exploitation de la tranche. On y trouve notamment les puissances assemblages et crayons au cours du cycle, l’evolution de la concentration et de l’efficacite de l’acide borique, les efficacites differentielle et integrale des groupes de com­pensation de temperature et de puissance, l’evolution de l’empoisonnement xenon et samarium suite a une variation de charge.

Il convient d’ajouter a ces documents les gammes de realisation des essais physiques redigees par les sites. Ces gammes permettent aux sections essais des sites de conduire le programme d’essais physiques dans le respect des exigences de qualite requises pour cette activite.

La realisation des essais physiques permet done :

• de garantir la conformite du eomportement neutronique du creur avee les etudes de la recharge;

• de s’assurer des performances, des moyens de surveillance et de controle du creur dans le respect des STE;

• de valider les modeles neutroniques utilises dans les etudes d’accidents ainsi que les incertitudes et les conservatismes associes.

Introduction

Pour satisfaire aux exigences de la sQrete en exploitation, des essais doivent etre effectues periodiquement afin de verifier les performances des systemes et des elements qui sont utilises, ou pourraient etre utilises, pour l’arret et le refroidissement du reacteur dans les conditions normales, transitoires ou accidentelles. Certains de ces essais sont imposes par la reglementation frangaise, principalement l’Arrete du 26 fevrier 1974.

Outre les essais exiges par la sQrete, de nombreux essais periodiques doivent etre effec­tues sur les equipements, les structures ou les systemes afin de garantir le fonctionnement efficace de la tranche.

Les principaux programmes d’essais periodiques concernent pratiquement l’ensemble des systemes de l’installation. Ils sont ici brievement decrits dans le cas d’un REP 1300 MWe :

• Circuit primaire : inspection complete apres chaque epreuve hydraulique au cours des arrets pour rechargement, essais d’etancheite, verifications liees a la mainte­nance des equipements.

• Enceinte : essais de resistance mecanique avant mise en service puis tous les 10 ans et essais d’etancheite avec une meme periodicite et des essais partiels des dispositifs d’isolement tous les deux ans.

• Systeme d’injection de surete (RIS) : essai complet a chaque arret pour recharge­ment des phases d’injection, de recirculation et d’isolement de l’enceinte. En outre, chaque element du systeme (pompe, vanne, clapet anti-retour) est teste chaque mois.

• Systeme d’aspersion de l’enceinte (EAS) : essai complet au cours des arrets de la tranche des systemes hydrauliques et chimiques pendant les phases d’aspersion di — recte et de recirculation. En outre, chaque element du systeme (pompe, echangeur de chaleur, vanne, clapet anti-retour) est teste.

• Systeme d’eau d’alimentation de secours des GV (ASG) : test chaque mois des ele­ments du systeme (moto-pompes, turbo-pompes, vannes) et du controle commande du systeme par les signaux automatiques, a l’exception du signal du RIS.

• Vannes principales d’isolement vapeur : un essai sur chaque vanne de la commande de fermeture suivi d’une fermeture partielle est effectue chaque mois. Lorsque le reacteur est arrete pour rechargement, un essai de fermeture rapide est effectue.

• Alimentations electriques de secours : mise en route de chaque groupe electrogene tous les deux mois et test a 30 % de sa puissance nominale. Un essai a 100 % de la puissance nominale avec mise en reuvre de la sequence complete de reprise de charge est effectue chaque annee sur chaque diesel. Les batteries au plomb a courant continu sont verifiees tous les trois mois ou tous les six mois pour les batteries au Ni/Cd et un test de decharge destine a verifier la capacite est effectue pendant les arrets pour rechargement.

• Systemes de ventilation : test des systemes de ventilation des locaux contenant des equipements de sQrete, lorsqu’ils ne sont pas continuellement en service, en meme temps que les equipements contenus dans ces locaux. Le fonctionnement de se­cours, avec isolement de la salle de controle est verifie chaque mois. L’efficacite de tous les filtres a charbon actif est verifiee chaque annee.

• Systeme de protection reacteur : essais periodiques sur le systeme de protection du reacteur et sur le systeme RPN de mesure du flux neutronique. Le chapitre X des Regles generales d’exploitation regroupe l’ensemble des essais creurs : Essais periodiques, Essais physiques de redemarrage, Essais physiques en cours de cycle.

Apres une presentation generale des objectifs, des principes d’elaboration et de conduite des essais periodiques, nous nous interesserons plus particulierement aux prin — cipaux essais periodiques relatifs au systeme dedie a la mesure de la puissance nucleaire, le systeme RPN (Reacteur puissance nucleaire), ainsi qu’a l’essai de mesure du bilan ther — mique et aux essais de calibrage des groupes de compensation de la puissance.