La realisation des essais periodiques est l’occasion d’engranger un grand nombre d’infor — mations tres fines sur l’etat de la tranche, a la fois par les sites qui conservent les donnees relatives aux essais et par les unites d’ingenierie chargees du depouillement et du calibrage

des systemes de protection des reacteurs pour I’ensemble du pare EDF. Ces informations, stockees en base de donnees, alimentent le retour d’experience et font l’objet d’une ana­lyse ponctuelle lors des essais : detection des ecarts, derives de l’instrumentation, valeurs aberrantes… et d’une analyse systematique globale annuelle : recherche de tendances, voies d’amelioration, elements de qualification des outils de calcul…

Parmi les parametres alimentant le REX, certains peuvent affecter la sQrete et la disponi — bilite des tranches, ce sont les « Reglages Sensibles ». Ces reglages requierent une rigueur particuliere et un controle renforce.

8.3.1. Mouvements incontroles de grappe

L’accident d’ejection de grappe fait partie d’une famille plus large d’incidents ou d’ac — cidents lies aux mouvements incontroles de grappes dans le creur. Son initiateur est la rupture du carter d’un mecanisme de grappe sous l’action de la pression primaire. Il s’agit d’un accident de classe 4.

L’accident est dans un premier temps gouverne par les caracteristiques physiques du creur par effet Doppler principalement. L’AAR vient ensuite « conclure » le transitoire et rendre le creur sous critique.

Figure 8.19. Seuils d’arret automatique.

Pour ces differents mouvements de grappes, les evolutions des flux nucleaire et ther- mique dependent de nombreux parametres et on en distingue trois principalement (figure 8.20) :

• le couple (niveau de flux initial, reactivite initiale) qui a une influence sur la variation de la reactivite suite au mouvement de grappe, sur la valeur des contre-reactions neutroniques et les conditions initiales locales de temperature et d’enthalpie, en particulier dans le combustible;

• le couple (reactivite globale inseree, vitesse d’insertion) qui determine la dyna — mique du transitoire et la possibilite d’action des contre-reactions neutroniques. Ainsi lorsque la reactivite inseree et la vitesse d’insertion sont elevees, le transitoire est caracterise par une brusque excursion de flux nucleaire (prompt jump) limite par la contre-reaction Doppler qui est la « plus rapide a agir». Lorsque la reacti­vite inseree et la vitesse d’insertion sont faibles, l’accroissement du flux nucleaire est beaucoup plus faible et il est alors limite par les contre-reactions Doppler et moderateur; [40]

d’une grappe isolee, une deformation importante de la distribution radiale et axiale de puissance provoque un accroissement de l’enthalpie du canal chaud avec risque de crise d’ebullition et meme de rupture de crayon.

Les differents accidents lies a des mouvements de grappes peuvent etre classes suivant la valeur du couple (reactivite globale inseree, vitesse d’insertion). Le tableau 8.10 represente une synthese des caracteristiques de ces differents accidents.

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.

La recherche d’un plan de chargement comporte un certain degre d’automatisation mais les developpements informatiques se poursuivent tant sur le plan ergonomique que sur le plan des performances.

Le reactimetre est un appareil qui permet de determiner la reactivite du creur a partir du flux neutronique par integration des equations de la cinetique ponctuelle. Les equations classiques de la cinetique ponctuelle peuvent s’ecrire :

avec :

n la population neutronique a l’instant t,

p la reactivite,

l* = l/keff, le temps de vie des neutrons,

в la fraction totale des neutrons retardes,

Ci, Xi, pi, respectivement la concentration, la constante de decroissance et la

proportion de neutrons du groupe i.

Les deux premieres grandeurs sont experimentales tandis que les autres sont determinees a l’aide de calculs theoriques. Six groupes de neutrons retardes sont pris en compte.

Si a un instant donne, on considere que le terme dn/dt est faible devant les termes de production et de disparition des neutrons, soit dn/dt~Q, l’equation (1) devient:

Il suffit alors de connaTtre la concentration Ci de chaque precurseur calculee a l’aide de l’equation (2) pour determiner la reactivite, la population neutronique etant l’image du courant fourni par les detecteurs.

On donne dans le tableau 5.1 des valeurs indicatives (issues des etudes de concep­tion de la gestion GALICE) des parametres intervenant dans les equations de la cinetique ponctuelle.

Le reactimetre est utilise uniquement pendant les essais de redemarrage a puissance nulle. Regulierement, lors de ces essais, on verifie l’etalonnage du reactimetre. Pour cela, on s’assure que la relation temps de doublement en fonction de la reactivite mesuree sur l’appareil est conforme a la relation theorique etablie a partir de l’etude du creur. Un ecart de 4 % est considere comme la valeur maximale admissible. Normalement, il est de l’ordre de quelques dixiemes a 1 %.

Les valeurs mesurees des efficacites integrales et differentielles sont donnees dans les ta­bleaux 6.7, 6.8 et 6.9.

Tableau 6.7. Efficacite integrale (pcm).

6.1.6. Essais physiques de redemarrage en puissance

Les essais physiques a puissance nulle sont completes par une serie de mesures en puis­sance. Ces essais sont effectues a differents paliers avant l’atteinte du palier nominal. Les principaux objectifs du programme d’essais physiques lors de la premiere montee en puis­sance apres rechargement sont les suivants :

• verification de la conformite du creur aux calculs de recharge du point de vue de la distribution de puissance;

• etalonnage de l’instrumentation et calibrage des protections utilisees en exploitation normale, pour la surveillance et la protection du reacteur; [24]

• validation a posteriori des calculs effectues lors de l’etude de sQrete de la recharge. Les essais sont effectues aux trois niveaux de puissance suivants :

• essais au palier entre 6 et 8 % PN,

• essais au palier entre 75 et 80 % PN (ou entre 89 et 90 % PN),

• essais au palier entre 98 et 100 % PN.

Des essais optionnels au palier entre 45 et 50 % PN sont parfois rajoutes.

Les protections sont:

• « Bas REC » contre le risque de crise d’ebullition;

• « Puissance lineique elevee » contre le risque de fusion de l’UO2 et IPG.

L’utilisation d’un Systeme de protection integre numerique, le SPIN, et I’existence de chambres de mesure de flux multi-etagees a six sections, au lieu de deux sur les REP 900 MWe, permettent de mieux reconstituer en ligne la repartition axiale de puissance dans le creur et de calculer plus finement les consequences des valeurs des divers para — metres sur le risque concerne.

Le REC et la puissance lineique maximum sont calcules dans le SPIN en fonction :

• des temperatures entree et sortie creur,

• du debit primaire,

• de la pression primaire,

• de la distribution axiale de puissance issue des chambres multi-etagees,

• des positions de grappes (distribution radiale par configuration de grappes).

Les actions des chames de protection sont en logique 2/4 (tableau 8.2).

Les valeurs exactes de ces protections sont donnees dans les Specifications techniques d’exploitation des tranches concernees.

Tableau 8.2. Actions des protections REP 1300 MWe.

8.1.2.2. Tranches N4

Les principes et les protections adoptes sur le palier N4 sont similaires a ceux du palier REP 1300 MWe.

8.1.2.3. Protections specifiques aux variations incontroiees de reactivite

Ces protections sont liees directement a la valeur du flux neutronique ou a sa vitesse de variation. Les signaux sont similaires sur le 900 MWe et le 1300 MWe (tableaux 8.3 et 8.4).

Parmi les produits de fission, deux revetent une importance toute particuliere compte tenu de leur rendement de production et de leur tres grande section efficace d’absorption. Il s’agit du 135Xe (oabs = 1,5 ■ 106 barn) et du 149Sm (figure 9.6).

Toute variation de puissance provoque une variation des concentrations en 135Xe et 149Sm et entrarne une modification de la reactivite.

Les equations regissant revolution du xenon sont:

dX

[ = Ух^Ф + A| I — AxX — ОхХФ

Les equations regissant l’evolution du samarium sont:

Ypf — ApP

Yf — OsSФ avec :

• Ф : flux neutronique,

• I, X : concentration de I’iode et du xenon,

• yx/ Ax : rendement de fission et constante de decroissance du xenon,

• oX : section d’absorption du xenon,

• Yp Ai : rendement de fission et constante de decroissance de I’iode,

• P, S : concentration du prometheum et du samarium,

• Yp, AP : rendement de fission et constante de decroissance du prometheum,

• Ys, oS : rendement de fission et section d’absorption du samarium.

En ce qui concerne le pilotage, la presence de 149Sm n’est pas genante car son evolu­tion est tres lente vis-a-vis des transitoires usuels. Par contre, l’evolution de la concentration en 135Xe n’est pas negligeable a court terme et doit etre prise en compte :

• globalement, afin d’etudier l’evolution de la reactivite;

• localement, afin de mettre en evidence les phenomenes de perturbation de la distri­bution spatiale de puissance liee a l’evolution locale de la concentration en 135Xe.

du combustible

Introduction

L’optimisation de la gestion du combustible pour un pare de 58 tranches REP est un pro — Ыёте complexe, a la fois technique et economique. La bonne utilisation du combustible depend de ses performances technologiques : resistance a la corrosion externe, limitation de la pression interne due au relachement des gaz de fission, resistance a l’interaction pastille-gaine, tenue mecanique de l’assemblage. Mais les hypotheses economiques sont tout aussi importantes : previsions de consommation, cout de l’energie de substitution (fossile, hydraulique…), cout du cycle du combustible nucleaire, coefficient de disponi — bilite des tranches. Suivant l’importance relative donnee a ces divers param^tres, on peut etre amene, pour un enrichissement fixe, a privilegier une augmentation de l’irradiation de decharge par rapport a un allongement de la duree du cycle ou bien l’inverse.

De plus, la gestion du parc REP d’EDF necessite de disposer de la souplesse neces- saire dans le placement des arrets pour rechargement et entretien (modulation, anticipa — tion/prolongation) ainsi que de possibilites d’adaptation en temps reel de la production a la consommation (suivi de reseau).

Apres avoir rappele la politique qui a prevalu jusqu’a present a EDF, les etudes des modes de rechargement engagees actuellement sont decrites ainsi que les orientations proposees jusqu’a la situation actuelle du parc.

Lorsqu’une defaillance intervient au rechargement, le plan de chargement peut generale — ment etre trouve sous 24 heures s’il ne pose pas de probleme particulier grace au retour d’experience de plus de 1500 annees reacteur (a mi-2007) et au professionnalisme des in — genieurs en charge de l’activite. Exceptionnellement, la recherche peut prendre plusieurs jours. Dans tous les cas, elle se fait sous forte contrainte de delai. Compte tenu du fait que le plan de chargement se trouve place sur le chemin critique, il peut etre retenu sur la base des parametres indicateurs habituels, mais sa validation definitive n’intervient qu’a l’issue des calculs devaluation de la sQrete.