L’effet de redistribution de la puissance en fonction de la puissance peut etre separe en deux effets, un effet global et un effet local.

• Effet global

Lorsque l’on fait varier la puissance, le profil de temperature du moderateur evo — lue axialement dans le creur. Cette redistribution thermique interne fait varier les proprietes moderatrices de l’eau. Ainsi, une baisse de puissance se traduit par une augmentation globale de la reactivite, l’inverse se produit lors d’une montee en puissance.

• Effet local

— Effet radial

Les variations de puissance ont un impact limite sur la distribution radiale de puissance. Un accroissement de puissance se traduit par une legere redistribu­tion de la nappe de flux.

— Effet axial

Toute variation de puissance dans le creur entrame ponctuellement une varia­tion de reactivite d’autant plus importante que la variation locale des tempera­tures est elevee. Dans les creurs REP, ces variations de temperature augmentent avec l’elevation de la temperature dans le creur. Il en resulte, lors d’une baisse de charge, un apport de reactivite plus elevee dans le haut du creur et par consequent une redistribution de la puissance vers cette region, souvent sous — irradiee (figure 9.5).

Figure 9.5. Effet local de redistribution de puissance.

En reglage de frequence, les variations de puissance sont aleatoires et frequentes. En raison de l’inertie du systeme RCV, on ne peut pas utiliser le bore pour controler la reactivite. La criticite est donc assuree par l’intermediaire de la regulation de temperature moyenne du primaire par deplacement du groupe D.

Dans ces conditions, le respect de la limitation du AI dans la plage AIref ± 5 % PN n’est pas assure a priori et ceci d’autant plus que les variations de puissance sont d’amplitude accrue en cas de participation au telereglage.

La superposition du suivi de charge et du reglage de frequence ne peut se faire, en mode A, dans l’etat actuel des regles de conduite.

9.1.3.1.4. Avantages

L’exploitation de la tranche est relativement aisee en mode A puisque l’operateur n’agit que sur la concentration en bore du circuit primaire. Le combustible du creur est use de fagon uniforme en raison du peu de grappes inserees.

9.1.3.1.5. Contraintes

Le pilotage en mode A possede les inconvenients inherents a ses avantages. En effet, comme il y a peu de grappes inserees, il est soumis aux limitations associees au bore :

• seules les variations lentes sont possibles en fin de campagne;

• le fonctionnement en reglage de frequence est limite par la contrainte liee a la bande AIref ± 5 % PN;

• les groupes ne reprennent pas totalement le defaut de puissance.

Nous verrons au chapitre 3 que la frequence de rechargement du creur au niveau du parc est determinee a partir de l’optimisation globale du systeme Production transport consommation (PTC). Les parametres de l’optimisation portent principalement sur: [1]

• le cout du combustible nucleaire et plus generalement le cout du cycle complet uranium naturel о enrichissement о fabrication о retraitement,

• le coefficient Kd de disponibilite des tranches nucleaires qui depend fortement de la duree des arrets pour entretien et de renouvellement du combustible, ainsi que des indisponibilites fortuites (aleas).

Aujourd’hui, la saisonnalisation et la capacite du parc a reagir instantanement aux demandes du reseau (la manreuvrabilite) sont les facteurs essentiels de l’optimisation eco — nomique.

L’optimisation du systeme PTC conduit actuellement a une augmentation de la lon­gueur des campagnes. Ceci a conduit a l’introduction de la gestion CYCLADES pour le palier 900 MWe CP0 a Fessenheim et Bugey. Des campagnes plus longues permettent, en diminuant le nombre d’arrets pour rechargement, d’avoir une meilleure disponibilite des tranches nucleaires (augmentation du Kd) et de baisser le cout de gestion du systeme dans son ensemble par:

• une diminution des coQts de main d’reuvre et de materiel,

• un recours moins frequent aux energies de substitution de coQts plus eleves,

• une dosimetrie plus faible (figure 1.5).

Les campagnes plus longues peuvent etre obtenues au moyen d’un combustible plus enrichi, a fractionnement constant, mais plus cher ou au moyen d’un fractionnement plus faible, passage d’une gestion quart de creur a une gestion tiers de creur par exemple. Le fractionnement plus faible presente l’inconvenient de moins bien utiliser le combustible, ce qui revient a augmenter la part du cout du combustible nucleaire par GWh nucleaire produit.

Toutefois, il faut noter que si on peut diminuer la duree des arrets pour recharge­ment, l’allongement des campagnes perd en partie de son interet. Cette tendance est actuellement constatee sur le pare EDF, comme en temoigne dans le tableau 1.2 la di­minution significative du taux d’indisponibilite pour prolongation d’arret (Kipr) :

La figure 1.6 donne l’evolution mois apres mois de la disponibilite des tranches REP 900 et 1300 MWe. On remarque que le melange judicieux de campagnes longues de dix-huit mois et annuelles permet de positionner les arrets de tranches lorsque la demande est la plus faible sans etre penalise par la diminution consecutive du Kd lors de la periode estivale.

L’evolution annuelle du coefficient de disponibilite constatee sur le parc EDF est illus- tree a la figure 1.7.

1.1. Conclusion

La gestion du combustible nucleaire charge en reacteur repose sur un nombre restreint de parametres dont les amplitudes de variation sont limitees en raison de criteres eco — nomiques ou technologiques. Le choix d’un jeu « optimal » de parametres definissant une nouvelle gestion repose sur de nombreuses etudes technico-economiques lourdes de consequences en termes industriel et commercial. Schematiquement, il faut comp­ter une decennie entre le debut des etudes de faisabilite et le chargement en reacteur.

Le chapitre suivant montrera comment les differentes gestions du pare electronucleaire du Groupe EDF ont ete definies en reponse a Revolution de la consommation en France.

A l’heure de l’ouverture a la concurrence du marche frangais de l’electricite, le choix des gestions du combustible voire la possibilite de recharger « a la carte » les reacteurs en application du concept de « souplesse » devient un element crucial pour la competitivite de l’energie nucleaire.

References

Grard H., Etude de flexibilite des recharges en combustible des reacteurs REP, Rapport de stage INSTN, 2000.

Micaux B., Conception et fonctionnement des REP, Note CEA/DEDR/SERMA.

Petit A., Gestion des Tranches REP — Longueurs de Campagnes — Taux de combustion des assemblages d6charg6s, Note technique EDF.

Reuss P., Elements de neutronique, Collection enseignement INSTN CEA.

L’exploitant decide en dernier ressort du rechargement des assemblages. Lorsque des as­semblages sont declares non rechargeables, le plan de chargement est repris. La fourniture de ce plan peut se situer sur le chemin critique de l’arret de la tranche. On utilise alors les assemblages en reserve de gestion qui sont gardes a cet effet dans la piscine du BK. Pour minimiser le desequilibre azimutal de puissance, on remplace des « familles » d’as — semblages symetriques du plan initial par les « familles » les plus proches en terme de reactivite disponibles dans le BK. Par exemple, pour un assemblage « rupte » d’une famille de 4, on peut sortir les trois autres assemblages sains en positions symetriques dans le creur. Des solutions de transfert entre les piscines des tranches du meme site sont pos­sibles exceptionnellement. Les operations de reparations permettent de reconstituer des familles d’assemblages symetriques rechargeables.

Le stock d’assemblages de reserve est un compromis entre l’encombrement de la piscine et la presence d’un nombre minimal d’assemblages permettant suffisamment de solutions de recours. La reserve comprend typiquement une vingtaine d’assemblages. Il s’agit d’assemblages :

• issus du premier creur de demarrage;

• n’ayant effectue que 3 cycles d’irradiation et choisis parmi les moins irradies;

• sains symetriques d’assemblages inetanches decharges de fagon prematuree en rai­son d’un ou plusieurs defauts trop importants;

• repares.

Lorsqu’un grand nombre d’assemblages peu irradies doit etre remplace, on peut aussi avoir recours aux Magasins inter regionaux (MIR de Bugey et Chinon) qui permettent l’acheminement d’assemblages neufs UO2 dans des delais tres courts grace aux stocks constitues. Cela a ete le cas a Bugey 2 ou 20 assemblages neufs ont ete approvisionnes pour remplacer des assemblages irradies a 3000 MWj/t dont certains crayons periphe — riques avaient ete endommages par des jets de baffle. De meme a Paluel 4, 17 assemblages irradies a moins de 300 MWj/t ont ete remplaces par precaution lorsque l’on a constate des defauts apparus sur deux d’entre eux peu de temps apres le redemarrage.

Les criteres d’acceptation lies aux essais se decomposent en trois parties :

• Les criteres de suret6 : ils sont lies aux Regles generales d’exploitation. Ils sont deter­mines sur la base des valeurs limites de parametres utilises pour l’analyse de la sQrete de la tranche. Le non-respect de l’un de ces criteres doit interrompre immediatement la campagne d’essais. Celle-ci ne pourra etre reprise que lorsqu’une solution accep­table aura ete trouvee en accord avec l’Autorite de sQrete nucleaire et en liaison avec les moyens centraux d’EDF (UNIE).

• Les criteres de conception : exprimes en terme d’ecarts entre l’experience et les va­leurs attendues, ils sont lies aux valeurs previsionnelles des parametres physiques de la campagne. D’une fagon generale, les criteres de conception sont plus restrictifs que ne le sont les criteres de sQrete. En fait, les criteres de conception ont ete in — troduits dans les procedures d’essais d’une part pour s’interroger sur la validite des resultats de mesure et d’autre part pour enclencher une analyse de premier niveau des ecarts calcul/mesure. Le non-respect d’un de ces criteres peut etre, par exemple, analyse comme la consequence de l’utilisation de valeurs trop restrictives. Sans etre lie directement a un probleme de sQrete, ce non-respect peut constituer l’indice d’un probleme potentiel. Il peut entrarner des essais conditionnels ainsi qu’une analyse fine de la coherence d’ensemble des mesures.

Dans ces conditions, un echange d’information entre les responsables du site et l’appui technique des moyens centraux d’EDF, sous l’autorite du Directeur du CNPE, est suffisant pour eliminer la plupart des ecarts rencontres.

On donne dans le tableau 6.1 les criteres de conception pour les parametres mesures a puissance nulle contenus dans le DGES GEMMES 1300 MWe.

• Les criteres de reconstruction : pour les essais en puissance uniquement, ils sont associes a la reconstitution du niveau et de la distribution axiale de la puissance neutronique du creur par le systeme de protection ou par le systeme RPN. En cas de non-respect d’un critere de reconstitution, le calibrage du systeme de mesure est a realiser.

Pour chaque ecart, une analyse et le traitement associe sont engages. Les resultats de cette analyse figurent dans le compte rendu des essais physiques a transmettre a l’Autorite de SQrete Nucleaire.

Les essais periodiques sont des controles techniques periodiques. Ces controles techniques sont constitues par un ensemble de gestes visant a assurer la conformite de l’objet controle a une reference, a des donnees ou des dispositions preetablies. Ils sont effectues selon des modes operatoires, appeles gammes et declines par les differents CNPE, et des methodes de depouillement dont le caractere applicable et la representativite ont ete verifiees au prealable. Les methodes de depouillement sont decrites dans des documents de principe appeles Regles d’essais.

Les essais periodiques constituent un maillon essentiel de la sQrete en exploitation. Ils s’inscrivent dans la demarche de defense en profondeur. Cependant, la realisation des essais periodiques ne doit pas degrader le niveau de sQrete. Pour ce faire, l’exploitant doit respecter les STE lors de la realisation de ces essais.

Pendant l’exploitation, on doit s’assurer en permanence de la disponibilite des sys­temes Importants pour la sQrete (IPS) avec un degre de confiance suffisant, dans la mesure ou la disponibilite initiale a ete garantie. Pour garantir le maintien du niveau de sQrete de conception, il faut supposer que celui-ci a ete prealablement acquis. Les essais perio­diques doivent alors permettre, au cours de l’exploitation, de garantir:

• l’absence d’evolution par rapport au referentiel de conception;

• le respect des hypotheses choisies pour les conditions de fonctionnement dimen — sionnantes decrites dans les etudes d’accidents du rapport de sQrete;

• le controle des criteres de disponibilite (critere de performance et de fiabilite) des materiels et des fluides associes, integres aux systemes de protection et de sauve — garde, vis-a-vis des fonctions de sQrete qu’ils ont a assurer;

• le controle de la disponibilite (critere de performance et de fiabilite) des moyens indispensables a l’operabilite des procedures, vis-a-vis de la conduite incidentelle ou accidentelle.

Les essais periodiques ne sont consideres comme valides que si :

• la conception de la tranche a ete au prealable validee par des essais de tete de serie sur au moins une tranche du palier;

• la qualite de leur realisation a ete verifiee sur chaque tranche du palier par un pro­cessus de controle qualite impliquant des essais de reception ou de qualification lors de la mise en service initiale;

• les essais de reception ou de qualification precedents n’ont pas ete remis en cause par des interventions de maintenance, de modification ou toute autre sortie du do — maine courant d’exploitation ayant pu alterer les performances d’un materiel ou d’un sous-ensemble fonctionnel. Si tel n’est pas le cas, un nouveau processus de controle et de requalification doit etre execute prealablement a la reprise du programme d’es — sais periodiques.

La procedure d’essais periodiques requiert pour chaque systeme elementaire la consti­tution de trois types de documents :

• la note d’analyse d’exhaustivite qui vise a determiner l’ensemble des controles ne — cessaires et des objectifs associes;

• la regle d’essais periodiques, redigee pour tous les systemes IPS qui fournit les ele­ments necessaires a l’elaboration des gammes operatoires et des tableaux recapi — tulatifs, resumes des prescriptions des regles d’essais periodiques et des criteres a verifier;

• la gamme d’essais periodiques, document operationnel contenant la description de — taillee du mode operatoire, ainsi que les moyens et les conditions d’execution. La gamme d’essais permet la realisation effective de l’essai periodique par l’adequation entre l’installation et l’executant tout en respectant les instructions exprimees dans la regle d’essai periodique.

La periodicite de realisation de l’essai est definie dans la regle d’essais periodiques. Elle est variable suivant l’essai, du controle hebdomadaire jusqu’au controle annuel voire

decennal. En vue d’une planification plus souple des operations de surveillance par rap­port a l’etat de l’installation, une tolerance de 25 % sur la periodicite des essais est toleree. Celle-ci s’applique uniquement aux essais de frequence calendaire, les essais de frequence evenementielle ont une tolerance nulle sauf precision contraire. Cette tolerance ne peut pas etre utilisee pour le decalage de la programmation de l’essai suivant. Le fonctionne — ment occasionnel d’un systeme ou equipement de sQrete (action d’une protection, mise en service intempestive d’un materiel…) peut, apres analyse, et sous reserve de la demons­tration de sa representative vis-a-vis des criteres a verifier, tenir lieu d’essai periodique.

La duree d’un essai doit etre suffisante pour qu’un fonctionnement representatif des systemes ou materiels puisse etre demontre, mais limitee autant que possible de fagon a rendre negligeable le risque induit par la realisation de l’essai.

L’articulation entre les differents essais doit minimiser autant que possible les sollicita — tions des materiels normalement a l’arret comme les diesels, les pompes EAS ou RIS, …

Les entrees du systeme sont les suivantes :

• mesure de la temperature primaire branche chaude et branche froide (Te, Ts),

• mesure de la pression primaire (p),

• mesure de la vitesse relative de rotation des pompes primaires (Q/Qo),

• mesure de la position des groupes de grappes (ZRP),

• mesure des courants des chambres multi-etagees (ii).

Le traitement numerique est effectue en quatre niveaux (figures 8.7 et 8.8) :

• 1er niveau

Le niveau de puissance Pth est calcule a partir des mesures de temperature, pression et vitesse des pompes.

La distribution axiale de puissance Pn(z) est generee en 31 points a partir des cou­rants des chambres I(j) (algorithme 1) :

6

Pn(z) = ^2 G(n, i)PI(i)(n = 1a31)

i=1

ou :

6

— PI(i) = J2 T(i, j)S(i, j)i(j) est la puissance integree parsixieme de creur;

j=1

— S(i, j) la matrice de sensibilite des detecteurs determinee par calibrage sur l’ins — trumentation interne mobile (RIC) et reajustee tous les mois en fonction du taux d’epuisement;

—

T(i, j) la matrice de transfert interne-externe determinee par calibrage sur I’ins — trumentation interne mobile (RIC), initialement reajustee tous les 3 mois en fonction du taux d’epuisement. Actuellement, on utilise une matrice generique identique tout au long du cycle. En effet, le phenomene de transfert entre la peripherie du creur et l’instrumentation externe est independant de l’etat du creur;

— G(n, i) est la matrice de lissage permettant de passer de 6 a 31 points dependant de la fonction de base choisie. Un developpement polynomial est utilise.

• 3e niveau

Le facteur d’elevation d’enthalpie FAH est calcule a partir de Fxy(z) et P(z) par inte­gration selon une methode de synthese (algorithme 3) :

1 ГH

FAH = — Fxy(z)P(z)dz H 0

avec H, la hauteur active.

La puissance lineique au point chaud est determinee a partir de Fxy(z), P(z) et Pth (algorithme 5) :

A chaque cote z, on a :

Plin(z) = P|™yFxy(z)P(z)

La puissance lineique maximale est alors :

P|™x = Max(Plin(z))

• 4e niveau

Le REC calcule par la correlation WRB1, l’enthalpie sortie creur Hsc et la qualite en sortie de canal chaud Xcc sont elaborees a partir des grandeurs FAH, Pth, P, Te, Ts, Q/Qo et P(z). Le modele thermohydraulique est un modele simplifie monocanal (canal chaud). Cependant, l’utilisation de termes correctifs pre-etablis (FHFR et FGFR evoques ci-apres) permet de prendre en compte les effets d’echanges de debits et d’energie entre canaux et d’obtenir des resultats voisins de ceux fournis par un code de conception thermohydraulique de reference (algorithme 4).

On effectue tout d’abord (premier niveau) le calcul de puissance thermique :

Pth = (Hs — He)peQv

avec :

• He, Hs et pe, les enthalpies d’entree et sortie cuve et la masse volumique du refrige­rant a l’entree de la cuve determinees a partir des temperatures d’entrees et sorties creur et de la pression primaire au moyen de tables thermohydrauliques;

• Qv, le debit volumique du refrigerant a l’entree de la cuve, determine a partir de la vitesse relative de rotation des pompes primaires.

En pratique, on utilise une variante de la formule ci-dessus : Pth = QcalAH avec QCAL un parametre homogene a un debit massique ajuste periodiquement.

On calcule ensuite successivement (deuxieme niveau) :

• l’enthalpie sortie creur: Hc = He + (Hs — He)/(1 — a)

avec a, la fraction du debit primaire qui contourne le creur;

• le facteur d’elevation d’enthalpie du canal chaud corrige des effets de melange avec les canaux voisins : F’AH = FAH ■ FHFR(%);

Le coefficient FHFR est deduit des comparaisons aux resultats obtenus par un code de calcul de conception thermohydraulique de reference. Sa valeur numerique depend du titre en sortie du canal chaud;

• l’enthalpie et la qualite thermohydraulique du melange en sortie de canal chaud :

Hcc = He + (HS _ H,-Hcc X H,-Hv

avec Hi, l’enthalpie de saturation du liquide; Hv, l’enthalpie de saturation de la vapeur; • l’enthalpie et la qualite a chaque cote du canal chaud :

He+(Hs-He)*F’AH 1/ P(u)du H 0

Hi — H(z)

H|-Hv

Les sorties du systeme sont les suivantes :

• fonction de surveillance par alarmes :

— Alarme APRP (Accident par perte de refrigerant primaire) sur la puissance li — nёique en fonction de la cote en fonctionnement normal dont le respect garantit le respect des conditions initiales en cas d’APRP (classe 4);

— Alarme bas REC pour proteger le creur contre certains accidents de categorie 2 non « pergus » par le systeme de protection;

• fonction de protection par AAR :

— ordre d’arret automatique par bas REC ou haute qualite en sortie du canal chaud (x > 30 %) ou haute enthalpie en sortie creur (Hs > Hsat);

— ordre d’arret automatique par surpuissance lineique : puissance lineique supe — rieure a 435 W/cm (en vertu des dernieres etudes, le seuil est relie a une limite de rupture IPG vers 435 W/cm);

• affichages alphanumeriques ou graphiques sur ecran pour la surveillance des marges.

En mode X, lors de la baisse de charge, l’operateur peut piloter la tranche selon deux strategies (figure 9.21) :

• soit minimiser les effluents en laissant les groupes reprendre l’effet xenon (pic) mais au prix de la capacite de retour a pleine puissance. Sur site, un calculateur lui indique dans ce cas la valeur du niveau maximum de puissance qu’il peut atteindre sans proceder a des dilutions;

• soit conserver la capacite de retour instantane en puissance par des operations de borication et de dilution.

On rappelle dans ce paragraphe quelques principes qui sous-tendent l’optimisation glo — bale du parc.

On definit la demande residuelle au thermique par la difference entre la demande electrique et la production hydraulique.

L’objectif recherche est de repondre a la demande residuelle au thermique avec le parc nucleaire et le thermique classique (fioul et charbon), au moindre cout, en respectant certaines contraintes. Il s’agit de realiser un equilibre global offre-demande, la gestion de l’hydraulique etant fixee.

Les leviers sur lesquels il est possible d’agir pour minimiser le cout global de la pro­duction d’electricite repondant a la demande residuelle au thermique sont actuellement:

• le placement des dates d’arret des tranches : on distingue differents types d’arrets :

— l’arret simple rechargement (ASR) de l’ordre de 3 a 4 semaines;

— la visite partielle (VP) pour travaux de maintenance courante (de 5 a 6 se­maines);

— la visite pour travaux exceptionnels (VTE) pour modification ou remplacement de gros composants comme les GV (8 a 11 semaines);

— la visite decennale (VD) ou visite complete, y compris pour une inspection de la cuve (13 a 14 semaines).

• la realisation de prolongation de campagne ou d’anticipation suivant les aleas du parc;

• la modulation des tranches nucleaires. C’est l’abaissement de la puissance fournie par le reacteur pendant la campagne combustible, hors prolongation. La modulation peut etre fatale ou volontaire. La modulation fatale est celle imposee par les arrets fortuits, la consigne de suivi de charge et le signal de telereglage (fournis par le dis­patching). La modulation volontaire consiste a abaisser volontairement la puissance afin d’augmenter la duree calendaire de la campagne par « economie du combus­tible ».

En effet, la modulation n’intervient pas dans la determination de l’energie produite par une tranche nucleaire au cours d’une campagne. L’effet de la modulation est de repous — ser la date d’atteinte de la fin naturelle de campagne (bore nul). L’energie produite (jepp) s’ecrit comme : longueur naturelle (jepp) + prolongation (jepp, valeur positive) ou anti­cipation (jepp, valeur negative). La modulation a pour consequence l’allongement de la duree calendaire de campagne a energie produite constante.

Les contraintes du probleme d’optimisation sont:

• les dates d’arret au plus tot et les dates d’arret au plus tard, definies pour certaines tranches;

• les operations de maintenance qui doivent etre effectuees regulierement, une fois tous les douze ou dix-huit mois;

• un intervalle d’anticipation maximale-prolongation maximale;

• les contraintes de site : un espacement minimal entre les arrets de tranches d’un meme site doit etre respecte, pour permettre de preparer, encadrer et realiser les arrets conformement aux exigences de la qualite;

• des contraintes inter-sites : par exemple, les moyens limites en personnels ou en materiels et ne pouvant intervenir sur plusieurs sites en meme temps;

• des contraintes sur l’ordre des arrets;

• la date limite pour placer la modulation; en effet, quand une tranche a atteint 90 % de Lnat, elle n’a plus la possibilite de moduler et doit produire a puissance maxi­male;

• contrainte de modulation maximale : la modulation ne doit pas etre superieure a une valeur limite.

Le coQt global est exprime par une fonction objectif que l’on cherche a minimiser. Ce coQt global comprend : [5]

• l’ecart entre le cout des stocks initiaux et les valeurs de fin de jeu (valorisation finan — аёге de la reactivite restant dans le creur en fin de campagne);

• le cout du thermique classique en tant qu’eventuelle energie de substitution. Ce cout est egal a la somme de ce qu’il faut apporter en plus du nucleaire considere sans modulation volontaire, pour satisfaire la demande residuelle au thermique et de l’eventuel surcoQt du classique du a la modulation volontaire.

2.2. Conclusion

Loin d’etre figees, les gestions du combustible evoluent en performance pour s’adapter aux changements du marche en integrant les progres technologiques apportes a la fabrication des assemblages combustibles.

L’ouverture du marche de l’electricite rend encore plus necessaire la reactivite des producteurs. Un des axes importants adoptes par EDF est la recherche d’une souplesse accrue des gestions pour s’adapter au mieux a la demande du marche.

References

Grard H., Etude de flexibilit6 des recharges en combustible des reacteurs REP, Rapport de stage INSTN, 2000.

Le Systeme de protection integre numerique reconstitue a partir des parametresspecifiques de la recharge et des mesures issues des chambres externes de mesure neutronique, la distribution enveloppe de puissance dans le creur. A partir de ces donnees, le systeme determine le Rapport d’echauffement critique minimal (RECmin) et la puissance lineique au point chaud.

Il peut alors evaluer les marges vis-a-vis :

• des criteres de sQrete de deuxieme categorie : crise d’ebullition, fusion au centre de la pastille et rupture par IPG,

• de l’Accident par perte de refrigerant primaire (APRP).

Les marges nulles definissent les limites du domaine de fonctionnement normal auto­rise et donc les seuils d’alarme. En plus de ce role de surveillance, le SPIN assure le role de protection vis-a-vis des criteres de sQrete.

Le SPIN n’est efficace qu’en puissance, au-dela de 15 % PN. Aussi, pour couvrir les accidents inities a puissance nulle (Rupture de tuyauterie vapeur par exemple) ainsi que les accidents pour lesquels le SPIN n’est pas efficace (en particulier, les evenements a cine — tique rapide ou marques par certaines dissymetries dans le creur), le systeme de protection des REP 1300 MWe est aussi dote de chames de protection dites specifiques. Ces protec­tions sont fondees sur l’observation d’un parametre de fonctionnement independant de la distribution de puissance. On peut citer a titre indicatif les chames d’arret automatique suivantes :

• haut flux neutronique,

• taux eleve de diminution du flux neutronique,

• taux eleve d’augmentation du flux neutronique,

• basse pression dans le pressuriseur,

• bas debit primaire,

• basse vitesse de rotation des pompes primaires.

On donne dans les tableaux 4.2a et 4.2b, pour chaque type d’accidents, la charne de protection ou de sauvegarde mise en reuvre dans le SPIN.

Le dimensionnement des alarmes et des seuils de protection vis-a-vis des risques de fusion et d’interaction pastille gaine est presente en detail au chapitre 8.