8.2.З.2.1. Role et definition des chaines

Ces deux chames assurent la protection en cas d’accident se traduisant par une augmen­tation du flux nucleaire, par une deformation de la distribution de flux ainsi que par une augmentation de la temperature primaire (par exemple retrait incontrole de grappes, dilu­tion intempestive de bore). Elles interviennent egalement en cas d’accident se traduisant par une depressurisation du primaire (ouverture intempestive d’une vanne de decharge du pressuriseur).

Le calcul du REC est effectue dans l’UF6 du SPIN, le calcul de distribution axiale de puissance lineique maximale dans l’UF7.

Ces deux chames constituent la principale innovation fonctionnelle par rapport au sys­teme de protection des 900 MWe. Elles remplacent les chames de protection par AT tem­perature elevee et par AT surpuissance des reacteurs 900 MWe. Ces nouvelles fonctions ont pour but d’ameliorer la souplesse d’exploitation, en particulier le fonctionnement en suivi de charge et en reglage de frequence, qui sont toutefois realises sur le palier 900 MWe mais dans un domaine de fonctionnement borne dans le plan (AI, P).

En effet, les chames analogiques par AT temperature elevee et par AT surpuissance des 900 MWe elaborent une puissance de consigne a ne pas depasser. Cette consigne est une fonction lineaire de la temperature, de la pression et du debit primaire ainsi que de la difference axiale de puissance mesuree par les chambres externes (AI). Une variation enveloppe de la consigne en fonction du parametre AI est utilisee a titre conservatoire. Cette loi de variation est determinee par l’etude d’un grand nombre de distributions de puissance representatives de situations accidentelles. A chaque valeur de ЛІ, la distribution la plus penalisante est retenue pour determiner la loi enveloppe.

L’utilisation de distributions de puissance enveloppes se traduit ineluctablement par une reduction des marges de fonctionnement avec une entrave possible a la souplesse d’exploitation. Ceci a motive la creation de nouvelles fonctions de protection en rempla — cement des charnes ЛТ.

Ces protections se fondent sur:

• une meilleure connaissance en ligne de la distribution de puissance par l’utilisation de chambres multi-etagees a 6 sections, situees hors du creur, ainsi que des indica — teurs de position des groupes de controle (deja presents sur le palier 900 MWe);

• un traitement numerique sophistique mais a faible temps de reponse permettant le calcul « en ligne » de la marge vis-a-vis de la crise d’ebullition et de la puissance lineique maximale.

En suivi de charge, le respect des consignes d’exploitation impose un recours frequent au bore. En effet, la seule utilisation du groupe D aurait un impact trop important sur la distribution de puissance et donc sur le ЛІ.

Les difficultes de realisation d’un transitoire en mode A sont illustrees sur le cas simple suivant (figure 9.12) :

— insertion du groupe D;

— borication car I’utilisation des seules grappes conduit a une augmentation trop importante du ЛІ;

• palier bas :

— dilution pour compenser I’effet du xenon (pic);

• reprise de charge :

— extraction du groupe D;

— dilution acceleree pour compenser I’effet de puissance;

— borication pour compenser I’effet xenon (« creux »).

L’analyse du fonctionnement du systeme RCV montre que les operations de borication peuvent toujours etre effectuees a la vitesse requise pour controler l’Axial-Offset a la baisse de charge. Par contre, le debit maximal de la ligne de charge (27 m3/h pour les 900 MWe et 36 m3/h pour les 1300 MWe) limite notablement la vitesse d’evolution de la concentration en bore dans le cas de la dilution et ceci d’autant plus que la concentration initiale est faible. Si au cours d’un intervalle de temps At, la concentration en bore varie de Cbi a Cbf, le volume d’eau injecte dans le debit primaire (qui correspond par consequent au volume d’effluents) s’ecrit:

Vi = Vpln

ou Vp represente le volume total d’eau dans le circuit primaire et Cbr la concentration en bore de l’eau introduite via le RCV. Le volume d’eau necessaire augmente alors en fonction de l’avancement dans le cycle en raison de la decroissance de la concentration en bore.

La pente de reprise de charge diminue regulierement entre le debut et la fin de cam- pagne de 2 a 0,3 % PN environ. De plus, le volume d’effluents peut devenir incompatible avec la capacite du systeme de traitement des effluents.

Pour toutes ces raisons, le mode A n’est pas adapte au suivi de charge en fin de vie.

Au sein du Commissariat a l’energie atomique (CEA), I’Institut national des sciences et techniques nucleaires (INSTN) est un etablissement d’enseignement superieur sous la tu — teiie du ministere de l’Education nationale et du ministere de l’lndustrie. La mission de l’INSTN est de contribuer a la diffusion des savoir-faire du CEA au travers d’enseignements specialises et de formations continues, tant a l’echelon national, qu’aux plans europeen et international.

Cette mission reste centree sur le nucleaire, avec notamment l’organisation d’une for­mation d’ingenieur en « Genie Atomique ». Fort de l’interet que porte le CEA au deve — loppement de ses collaborations avec les universites et les ecoles d’ingenieurs, l’INSTN a developpe des liens avec des etablissements d’enseignement superieur aboutissant a l’organisation, en co-habilitation, de plus d’une vingtaine de Masters. A ces formations s’ajoutent les enseignements des disciplines de sante : les specialisations en medecine nu­cleaire et en radiopharmacie ainsi qu’une formation destinee aux physiciens d’hopitaux.

La formation continue constitue un autre volet important des activites de l’INSTN, lequel s’appuie aussi sur les competences developpees au sein du CEA et chez ses parte — naires industriels.

Dispense des 1954 au CEA Saclay ou ont ete baties les premieres piles experimentales, la formation en « Genie Atomique » (GA) l’est egalement depuis 1976 a Cadarache ou a ete developpee la filiere des reacteurs a neutrons rapides. Depuis 1958 le GA est enseigne a l’Ecole des applications militaires de l’energie atomique (EAMEA) sous la responsabilite de l’INSTN.

Depuis sa creation, l’INSTN a diplome plus de 4 000 ingenieurs que l’on retrouve au- jourd’hui dans les grands groupes ou organismes du secteur nucleaire frangais : CEA, EDF, AREVA, Marine nationale. De tres nombreux etudiants etrangers provenant de differents pays ont egalement suivi cette formation.

Cette specialisation s’adresse a deux categories d’etudiants : civils et militaires. Les etudiants civils occuperont des postes d’ingenieurs d’etudes ou d’exploitation dans les re­acteurs nucleaires, electrogenes ou de recherches, ainsi que dans les installations du cycle du combustible. Ils pourront evoluer vers des postes d’experts dans l’analyse du risque nu­cleaire et de devaluation de son impact environnemental. La formation de certains officiers des sous-marins et porte-avions nucleaires frangais est dispensee par l’EAMEA.

Le corps enseignant est forme par des chercheurs du CEA, des experts de l’Institut de radioprotection et de sQrete nucleaire (IRSN), des ingenieurs de l’industrie (EDF, AREVA…) Les principales matieres sont : la physique nucleaire et la neutronique, la thermohydrau-

lique, les materiaux nucleaires, la mecanique, la protection radiologique, I’instrumenta — tion nucleaire, le fonctionnement et la sQrete des reacteurs a eau sous pression (REP), les filieres et le cycle du combustible nucleaire. Ces enseignements dispenses sur une duree de six mois sont suivis d’un projet de fin d’etude, veritable prolongement de la formation realise a partir d’un cas industriel concret, se deroulent dans les centres de recherches du CEA, des groupes industriels (EDF, AREVA) ou a l’etranger (Etats-Unis, Canada, Royaume- Uni…) La specificite de cette formation repose sur la large place consacree aux enseigne­ments pratiques realises sur les installations du CEA (reacteur ISIS, simulateurs de REP : SIREP et SIPACT, laboratoires de radiochimie, etc.)

Aujourd’hui, en pleine maturite de l’industrie nucleaire, le diplome d’ingenieur en « Genie Atomique » reste sans equivalent dans le systeme educatif frangais et affirme sa vocation : former des ingenieurs qui auront une vision globale et approfondie des sciences et techniques mises en reuvre dans chaque phase de la vie des installations nu­cleaires, depuis leur conception et leur construction jusqu’a leur exploitation puis leur demantelement.

L’INSTN s’est engage a publier l’ensemble des supports de cours dans une collection d’ouvrages destines a devenir des outils de travail pour les etudiants en formation et a faire connaTtre le contenu de cet enseignement dans les etablissements d’enseignement superieur, frangais et europeens. Edites par EDP Sciences, acteur particulierement actif et competent dans la diffusion du savoir scientifique, ces ouvrages sont egalement desti­nes a depasser le cadre de l’enseignement pour constituer des outils indispensables aux ingenieurs et techniciens du secteur industriel.

Joseph Safieh Responsable general du cours de Genie Atomique

Ce document s’appuie sur le vecu des activites d’exploitant realisees a l’Unite nationale de l’ingenierie du pare en exploitation (UNIPE) d’EDF. Il reprend en grande partie les differents supports de cours rediges pour le module creur-combustible du Genie Atomique de l’Institut national des sciences et techniques nucleaires (INSTN).

Il a pour objectif de decrire l’exploitation du combustible depuis la definition de la gestion chargee en creur jusqu’au pilotage du reacteur nucleaire. Il aborde alors suc — cessivement la definition des gestions du combustible et leur historique, l’optimisation des plans de chargement des creurs, les documents prescriptifs comme les Specifications tech­niques d’exploitation (STE) et la description de l’instrumentation des creurs. Ces elements reunis, la conformite du creur est verifiee lors des essais de redemarrage. Les essais en puissance permettent alors de s’assurer des performances du nouveau creur et de sa ca — pacite a repondre aux besoins du reseau et aux exigences de sQrete. Ces differents essais sont passes en revue de fagon detaillee. On decrit ensuite les systemes de protection des differents paliers du parc nucleaire du Groupe EDF. Enfin, le creur est apte a l’exploitation et les differents modes de pilotage sont presentes.

Chacun des chapitres pourrait faire l’objet d’un livre a part entiere. Afin de mainte — nir un volume acceptable — et l’eveil du lecteur!-, les auteurs se sont limites a un certain nombre d’aspects qu’il leur semble incontournable de maTtriser ou au moins de connaTtre lorsque l’on souhaite travailler dans le domaine de l’exploitation des creurs des reacteurs nucleaires. Les experts de chaque domaine regretteront les choix faits dans ce document, mais les auteurs les assument si, au terme de la lecture, le lecteur a compris que ce qui guide l’exploitant dans ces actions quotidiennes est le souci de la disponibilite et l’intransi — geance vis-a-vis de la sQrete des installations. Ces deux principes intangibles ne s’excluent pas, bien au contraire, et sont les garants, au meme titre que la transparence et le profes- sionnalisme des differents acteurs, de la perennite de l’industrie nucleaire au service des hommes ainsi que de leurs activites dans le respect de l’environnement.

Les auteurs voudraient remercier Joseph Safieh, Bruno Tarride et Hubert Grard, qui leur ont fait l’honneur de leur temoigner leur confiance en les chargeant de l’enseignement du module creur-combustible de la formation de Genie Atomique a l’Institut national des sciences et techniques nucleaires de Saclay.

Nous tenons a remercier tout particulierement Myriam Valade d’EDF pour sa lecture assidue et Jean-Lucien Mourlevat d’AREVA-NP pour son appui dans la sortie de ce do­cument. Nous ne saurions etablir la liste exhaustive de tous les ingenieurs de la Branche Combustible de l’Unite nationale de l’ingenierie du parc en exploitation qui nous ont

propose des corrections et des ameliorations. Ceux-ci sauront se reconnaTtre et accep- teront toute notre gratitude. Nous tenons aussi a remercier Dominique Noly et Patrick Sainquin pour les extractions faites a partir de la base de donnees REX de l’UNIPE. Nous remercions aussi les nombreux eleves ingenieurs du Genie Atomique qui nous ont permis d’ameliorer la comprehension du texte par leurs remarques pertinentes.

Lyon, le 13 fevrier 2007

Nordine KERKAR Philippe PAULIN

Auteurs

Actuellement responsable du groupe Neutronique et Physique des creurs du Service d’etudes du pare thermique et nucleaire a Electricite De France. Apres des etudes doc — torales consacrees a l’industrialisation d’une nouvelle methode 3D temps reel de pilotage des reacteurs nucleaires, menees a AREVA-NP en collaboration avec le Commissariat a l’energie atomique, il rejoint la Direction recherche et developpement du Groupe EDF. Il y conduit des travaux portant sur la modelisation des reflecteurs des creurs REP et contri — bue a la mise au point des outils de calculs 3D couples neutronique-thermohydraulique et aux methodes de penalisation associees adaptees aux etudes d’accidents. Il est l’auteur d’une methode originale d’equivalence multigroupe-multisolveur adaptee aux techniques modernes de calcul des reacteurs nucleaires et des reacteurs experimentaux. Il rejoint en — suite l’Unite nationale d’ingenierie du parc en exploitation, ou il prend la responsabilite des applications industrielles utilisees pour le suivi, les essais et la protection des creurs en exploitation. En parallele, il a donne des cours sur les methodes d’elements finis a l’Ecole centrale de Paris et a assure pendant quatre ans l’enseignement du module creur — combustible du Genie Atomique a l’Institut national des sciences et techniques nucleaires de Saclay.

Ingenieur a Electricite De France, ancien eleve de SUPELEC, il travaille depuis 1981 dans le domaine de l’exploitation des creurs. Son experience s’etend aux deux filieres RNR en tant qu’ingenieur au Service physique du creur du CNPE de Creys-Malville et REP comme responsable du service Methodes de la Branche Combustible de l’Unite nationale d’ingenierie du parc en exploitation. Il est actuellement attache technique au Groupe exploitation creur combustible de l’Unite d’ingenierie d’exploitation (UNIE) de la Division production nucleaire (DPN). En parallele, il a assure l’enseignement du module creur — combustible du cours de Genie Atomique a l’Institut national des sciences et techniques nucleaires.

Introduction

L’optimisation constante du pare electronucleaire d’Electricite De France necessite de re — considёrer regulierement la nature des recharges combustibles introduites dans le creur des reacteurs nucleaires. Compte tenu des contraintes specifiques de la chaudiere et du combustible, les etudes de gestion du combustible visent a optimiser la combinaison d’un nombre restreint de parametres : fractionnement, enrichissement, importance et nature des poisons consommables, plan de rechargement, flexibilite. Ces parametres influent sur les criteres principaux d’exploitation des reacteurs :

• la longueur de cycle,

• la fluence cuve,

• la souplesse d’exploitation,

• le cout du cycle.

La presence de la cuve empeche les operations de dechargement-rechargement du creur en continu dans les REP. De plus, la duree de ces operations impose un fractionnement dans le renouvellement du creur. Ainsi, dans le cas d’un fractionnement par quart de creur, on decharge le 1/4 des assemblages les plus irradies pour les remplacer par des assemblages neufs : un assemblage effectue alors quatre cycles d’irradiation avant d’etre decharge definitivement.

On peut montrer que la relation entre l’energie En extraite d’un creur renouvele par fraction 1/n et l’energie E1 fournie par un creur charge et decharge en une seule fois s’ecrit en premiere approximation :

(1.1)

On voit que plus n est eleve, plus on tirera d’energie du combustible a enrichissement egal et donc meilleure sera son utilisation.

Le fractionnement n est aussi lie a la duree du cycle et aux contraintes de conception du creur. En effet, on peut ecrire I’energie extraite du creur en fonction du nombre J de jours de fonctionnement au cours du cycle et la puissance specifique moyenne P :

En = n ■ J ■ P (1.2)

En prenant En = 35 000 MWj/t (limite technologique liee aux performances initiales du combustible), P = 40 W/g (valeur de conception) et J = 300 jepp (valeur liee a l’optimisa — tion du reseau), il vient n и 3. Le rechargement se fera donc par tiers avec une irradiation moyenne de decharge de 33 000 MWj/t.

Dans le parc REP EDF, on utilise couramment les fractionnements par tiers et par quart de creur (cf. chapitre 2).

Il est defini, pour les combustibles UO2, comme le rapport des masses initiales d’ura- nium 235 metal et de combustible (235 U et 238U).

Masse 235 U

Masse 235 U + Masse 238 U

Il peut etre variable jusqu’a un enrichissement limite de 5 %. L’enrichissement maximal est determine par :

• les capacites de l’usine d’enrichissement,

• les contraintes technico-economiques du transport et du stockage des elements combustibles,

• les capacites de retraitement des assemblages irradies en raison de leur radiotoxicite.

Le coQt des assemblages combustibles augmente bien evidemment en fonction de l’en­richissement du combustible.