A EDF, la Division combustible nucleaire met a disposition de I’UNIE un document de — crivant completement la recharge. Ce document decrit I’inventaire des caracteristiques neutroniques des combustibles neufs de cette recharge, tandis que le site fournit un reca — pitulatif des contraintes sur les assemblages. On dispose aussi d’un etat des assemblages repares et non reutilises sur la tranche et un etat des contraintes et evenements particuliers affectant les assemblages en creur ou en reserve de gestion (assemblages experimentaux, non grappables, non instrumentables pour le RIC, …). Far ailleurs, les efforts de deplace­ment des grappes de commande dans les assemblages doivent respecter certaines limites.

On determine les taux de combustion atteints a la fin de la campagne en cours par les combustibles irradies recharges par extrapolation dans le domaine de notification en fai — sant varier le coefficient d’utilisation KF de la tranche. Ces taux de combustion permettent de caracteriser neutroniquement les assemblages a la date d’arret previsionnelle. Les irra­diations du combustible sont issues du suivi des creurs en exploitation, etabli a l’occasion des cartes de flux periodiques. Les heterogeneites d’irradiation dans les assemblages sont prises en compte par l’intermediaire de gradients d’irradiation ou d’irradiations crayon par crayon. L’orientation des gradients a une influence sensible sur les points chauds. Le des — equilibre azimutal de puissance est maTtrise en veillant au respect des symetries. L’orien­tation peut avoir un effet favorable pour le traitement de l’arcure des assemblages sous flux. Ainsi, on evite de solliciter durant plusieurs cycles un assemblage avec une orien­tation systematique des gradients dans un sens donne de maniere a avoir une « cuisson homogene » de l’assemblage.

En complement de l’instrumentation nucleaire utilisee pour la mesure du flux neutronique et de la reactivite, la tranche dispose d’un certain nombre de dispositifs de mesures dedies a la mesure des grandeurs thermohydrauliques (pressions, temperatures, niveaux d’eau) et l’elevation de la puissance thermique necessaires a l’elaboration des protections du creur et au fonctionnement de la tranche et de son pilotage.

La figure 5.11 illustre la localisation des differents types d’instrumentation du creur.

Outre la mesure du flux neutronique ® deja decrite, on distingue les dispositifs non nucleaires de mesure :

® des temperatures entree-sortie creur qui fournissent via I’enthalpie une image de la puissance thermique du creur;

© de la pression et du niveau d’eau dans le pressuriseur;

® du debit primaire relatif a partir de la difference de pression dans la courbure de la branche en U de chaque boucle primaire;

© de la tension et de la frequence des pompes primaires afin de s’assurer de l’absence de defaillance de la source electrique;

© du debit d’eau alimentaire;

® de la pression debit vapeur;

® du niveau Generateur de Vapeur afin de verifier l’absence d’assechement ou de noyage et ainsi de reguler ce parametre important pour le refroidissement de la chaudiere.

La realisation d’une carte de flux a 8 % PN permet de detecter une eventuelle erreur de chargement du creur par une mesure de la distribution de puissance interne (figure 6.10). Les grappes sont en position haute hormis le groupe de regulation de temperature legere — ment insere. Le depouillement de cette carte de flux se trouve sur le chemin critique de la montee en puissance et est effectuee en « ligne » afin de ne pas retarder la poursuite de la reprise de charge.

Les criteres de conception portant sur les puissances assemblage (ecart calcul-mesure inferieur a 10 % pour les assemblages ayant une puissance relative superieure a 0,9 et ecart inferieur a 15 % pour les assemblages ayant une puissance relative inferieure a 0,9) et le desequilibre azimutal (le tilt) doivent etre respectes. Pour le palier 900 MWe, on verifie aussi un critere de sQrete portant sur le facteur d’elevation d’enthalpie :

FAHmesure ^ FAHconception

Cette premiere carte de flux permet aussi de juger de l’equilibre azimutal du creur en analysant la repartition de puissance entre quadrant (figure 6.10).

En cas de non-respect des criteres associes a cet essai, on effectue une surveillance ren — forcee de l’evolution de ces parametres (cartes intermediates) dans l’attente d’une analyse de la situation et de mesures palliatives puis de leur approbation par l’Autorite de sQrete nucleaire.

En cas de respect des criteres, on poursuit la montee en puissance jusqu’a un palier intermediate vers 80 a 90 % PN, en configuration TBH si le coefficient moderateur aiso est negatif ou avec les groupes respectant une limite d’extraction si le coefficient moderateur est positif. Jusqu’a 50 % PN, la montee en puissance peut etre realisee rapidement (jusqu’a 2 % PN/min). Au dela de 50 % PN, on impose un gradient limite de 3 % PN/h et une vitesse de deplacement des GCP de 3 pas/h permettant le reconditionnement thermomecanique progressif du combustible.

Cette presentation du systeme de protection des reacteurs a eau pressurisee du parc d’EDF comprend une description des etudes de son dimensionnement (definition de la structure de chaque chame de protection, determination des seuils d’arret automatique et des termes de compensation dynamique), ainsi qu’un bref apergu de la constitution technologique du systeme.

Le systeme de protection des REP a evolue de fagon importante entre les paliers 900 MWe et 1300 MWe. Cette evolution a resulte de deux types de motivations :

• une motivation a caractere fonctionnel : ameliorer la precision du calcul en continu des marges par rapport aux limites physiques du creur.

Ceci est realise en remplagant des calculs simples mais penalisants (afin de garantir la sQrete de l’installation) par des calculs plus complexes de marges. Ces derniers permettent une evaluation en ligne plus realiste des marges de sQrete et autorisent par consequent une plus grande souplesse d’exploitation de la centrale. La possi — bilite de realiser des calculs complexes avec des temps de traitement de l’ordre de la seconde (exigence associee au role de protection) impliquait le passage d’une technologie analogique a une technologie numerique;

• une motivation a caractere materiel : mise a niveau technologique et facilite de maintenance.

Ces ameliorations necessitaient, elles aussi, le passage a une technologie numerique.

L’evolution de la concentration en 135Xe est liee a celle de l’135I. Il importe d’etudier l’evolution de la concentration en 135Xe, et conjointement en 1351, lors d’une variation de puissance et d’en deduire l’impact sur la reactivite.

Nous allons partir d’une situation d’equilibre, c’est-a-dire considerer que le reacteur a fonctionne a une puissance constante suffisamment longtemps (~60 heures) pour que les concentrations en 135I et 135Xe aient atteint leur valeur d’equilibre qui est fonction du flux et donc de la puissance.

A l’equilibre, les concentrations en iode et en xenon sont:

УАФ

Ai

(y + ух)^Ф Ax + охФ

• Lorsque I’on diminue la puissance :

— la concentration en 135I decroTt exponentiellement pour atteindre une nouvelle valeur d’equilibre;

— la concentration en 135Xe, donc l’antireactivite xenon, passe par un maximum, le pic xenon, puis decroTt jusqu’a une nouvelle valeur d’equilibre. Le temps necessaire pour atteindre ce pic, de 7 a 8 heures, et la valeur d’antireactivite qui lui correspond dependent du niveau de puissance avant et apres la baisse.

• Lorsque l’on augmente la puissance :

— la concentration en 135I croTt exponentiellement pour atteindre une nouvelle valeur d’equilibre;

— la concentration en 135Xe, donc l’antireactivite xenon, passe par un minimum, la depression xenon, puis croTt jusqu’a une nouvelle valeur d’equilibre. Le temps necessaire pour atteindre l’extremum de cette depression, de 2 a 3 heures, ainsi que la valeur d’antireactivite qui lui correspond dependent du niveau de puissance avant et apres la hausse.

On voit donc que lors d’une variation de puissance, la concentration en 135Xe evolue d’une maniere non monotone et modifie le bilan de reactivite du creur (figure 9.7).

2.1.1. Ledification du parc nucleaire frangais

On rappelle briёvement la chronologie de l’edification du parc nucleaire frangais. En effet, l’historique des gestions du combustible est paral^le a celui du parc nucleaire ainsi qu’a l’evolution des performances des combustibles nucleaires.

Dans les annees cinquante, le Commissariat a l’energie atomique avait mis au point une ЕШёт nucleaire 100 % frangaise dite « Uranium naturel graphite gaz ». Neuf reacteurs de ce type d’une capacite globale brute de 2388 MWe ont ete couples au reseau entre 1956 et 1972. Ces reacteurs etaient alimentes en uranium naturel sous forme metallique,

moderes au graphite et utilisaient comme caloporteur du gaz carbonique sous pression (30 bar, 400 °C). Les trois premiers reacteurs de la filiere UNGG etaient exploites par le CEA dans un but de production de matiere nucleaire militaire, les six autres reacteurs etaient exploites par EDF.

Ces reacteurs ont cesse la production electrique entre 1968 et 1994 : six d’entre eux sont en cours de demantelement et pour les trois autres, la mise a l’arret definitif est en cours.

Des 1955, la Commission PEON, Commission consultative pour la Production d’elec — tricite d’origine nucleaire, etait mise en place pour evaluer les coQts lies a la construction de nouvelles tranches nucleaires. Face a la faible competitivite economique des reacteurs UNGG par rapport a la filiere a eau sous pression et aux difficultes rencontrees pour ob — tenir une puissance superieure a 500 MWe, la Commission PEON emit un avis favorable pour la construction, dans une premiere etape, de quatre ou cinq reacteurs a eau legere d’une puissance unitaire de 900 MWe entre 1970 et 1975.

Des le mois de mars 1974, le gouvernement de Pierre Messmer adoptait un plan sur deux ans correspondant a la mise en reuvre de seize nouvelles tranches a eau legere de 900 MWe. L’effort fut poursuivi en 1975 avec l’engagement pour 1976 et 1977 d’un programme de 12 000 MWe prevoyant un saut au palier superieur, le REP 1300 MWe, car on estimait alors qu’il manquait 12 900 MWe pour satisfaire les besoins en capacite de production d’electricite de la France. En 1977, le rythme de construction fut ramene a 5000 MWe pour les deux annees suivantes. Au debut des annees 1980, on comptait 18 reacteurs en fonctionnement et 33 en construction. Le programme s’est poursuivi au cours des annees 1980, mais les previsions de croissance de la demande d’electricite ayant ete revues a la baisse, le programme a dQ s’inflechir a partir de 1985, tout en atteignant un palier de puissance superieure, le N4 a 1450 MWe par reacteur (figure 2.1).

On doit aussi mentionner le reacteur de Chooz A, premier reacteur a eau sous pression en France, le reacteur EL4, prototype de reacteur a eau lourde et uranium naturel et les reacteurs rapides au sodium Phenix et Superphenix, reacteurs dont l’exploitation a ete abandonnee.

L’automatisation de l’optimisation des plans de chargement est un probleme complexe qui a fait l’objet de nombreuses etudes a EDF/R&D.

Les developpements actuels utilisent des methodes de perturbations generalisees qui permettent d’explorer rapidement l’espace des solutions en evitant le recours a des cal­culs directs encore coQteux. D’autres algorithmes, utilisant par exemple la methode du recuit simule qui permet d’eviter l’enfermement dans des minimums locaux, ont aussi ete employes.

Des resultats encourageants ont ete obtenus a l’aide du prototype LOOP qui parvient a trouver automatiquement des plans satisfaisants sur l’ensemble des facteurs de point chaud et ce, en quelques heures de calcul (environ 8 heures) sur station de travail. Les developpements en cours s’attachent a integrer l’ensemble tres divers des contraintes a respecter lors de la recherche d’un plan.

D’autres solutions a base de reseaux neuronaux, d’algorithmes genetiques sont aussi a l’etude mais les applications industrielles semblent lointaines. Ceci temoigne de l’interet et de I’ouverture du domaine a la fois sur des problemes mathematiques complexes et sur la richesse de l’exploitation industrielle des creurs.

Les essais a puissance nulle presentes ci-dessus servent aussi a la validation de l’etude de la recharge. Le respect des criteres de conception permet de demontrer la pertinence des calculs de sQrete effectues pour le DSS.

Afin de garantir la stabilite du creur vis-a-vis des excursions de puissance incontrolees, le coefficient de temperature moderateur doit etre negatif. Il s’agit du seul critere de sQrete a puissance nulle. Si la mesure de ce coefficient lors des essais physiques de redemarrage conduit a une valeur positive, le respect d’une concentration minimale en bore est alors necessaire. Ceci peut etre obtenu en imposant une limite d’extraction des groupes qui est imposee pour limiter la concentration en bore puisque l’augmentation de la concentra­tion en bore a un effet defavorable sur le CTM tandis que les STE imposent une limite d’insertion.

L’observation d’un coefficient de temperature moderateur positif reste toutefois l’excep — tion en raison de la verification de ce critere et des marges prises lors de l’etablissement du plan de rechargement (cf. chapitre 3) et de l’utilisation de poisons consommables pour les recharges les plus reactives.

Lors des essais physiques de premier demarrage qui sont effectues sur les Tranches « Tetes de Serie », des essais complementaires sont effectues pour valider les calculs neu — troniques dans des configurations de creur typiques des transitoires accidentels etudies (pour la premiere tranche d’un palier) ou dans des configurations peu frequentes comme des cartes de flux grappes inserees (pour le premier cycle d’une nouvelle gestion). On realise alors des cartes de flux presentant des distributions de puissance fortement dis — symetriques :

• configuration avec une ou plusieurs grappes de controle ou d’arret totalement inse­rees afin de simuler la situation de fin de transitoire de chute de grappes;

• configuration avec une ou plusieurs grappes de controle ou d’arret totalement ex — traites et le reste du groupe totalement insere afin de simuler une situation d’ejection de grappe fortement dissymetrique; [17] afin de simuler des situations devolution non controlee de la reactivite rencontrees lors d’un retrait de grappes en puissance, la dilution incontrolee d’acide borique ou l’augmentation excessive de charge;

• configuration toutes grappes inserees moins une, representative des situations post — Arret automatique du reacteur avec une grappe coincee (breches secondaires).

Ces situations permettent de verifier que, dans ces conditions tres defavorables, les codes de calcul peuvent fournir une representation de la realite avec une precision cohe — rente avec les incertitudes prises en compte dans le dimensionnement des protections ou les etudes d’accidents.

La puissance thermique est un parametre surveille en permanence pour des raisons evi — dentes de sQrete et de disponibilite. Elle est determinee de trois manieres differentes. Deux correspondent a des bilans realises sur du materiel d’exploitation : le bilan enthalpique primaire (a partir de l’echauffement des boucles) et le bilan de puissance neutronique. Le dernier, le BIL 100 est realise au secondaire a partir de materiel d’essais. Il est plus precis et constitue la reference.

7.2.1.1. Bilan enthalpique secondaire

Le bilan enthalpique secondaire permet de determiner la puissance thermique de refe­rence de la tranche a partir de 30-35 % PN pour tous les calibrages des moyens de suivi et de protection du сшиг. En dessous de ce niveau de puissance, les incertitudes de mesure sont trop importantes pour utiliser cette mesure. Ce bilan enthalpique, effectue sur le cir­cuit secondaire au niveau des GV, est obtenu en realisant un essai appele BIL100 lorsqu’il est effectue a la puissance nominale ou BILXX aux autres niveaux de puissance. Il n’est pas disponible en permanence en salle de commande et ne constitue alors qu’un moyen de controle. Le BIL100 est realise frequemment en parallele d’autres essais afin de s’assurer de la valeur exacte de la puissance de la tranche.

Le BIL100 a pour but de determiner le plus precisement possible la puissance ther- mique fournie par le reacteur pour permettre le reglage des chaTnes de puissance et mettre en evidence des anomalies de fonctionnement sur le circuit secondaire. L’essai est realise, a minima, une fois par mois des que la puissance de la tranche atteint ou depasse 35 % de la puissance thermique nominale. Toutefois, la precision de la mesure n’est optimale qu’a partir de 75 % PN.

Le BIL100 sert de reference pour le recalage du BIL KIT en salle de commande pour les REP 900 MWe ou du SPIN pour les REP 1300 MWe. Il indique a l’exploitant la puissance fournie par la tranche. En aucun cas, la puissance thermique nominale du reacteur ne doit depasser 100 %. Les essais periodiques de BIL100 et de recalage des parametres du RPN sont effectues pour respecter cette limite de sQrete.

Le BIL100 sert aussi de reference de puissance pour les differents essais suivants :

• EP-RPN 11 et EP-RPN 12 (cf. paragraphe 7.2.2.3);

• EP-RCP 114 (mesure debit primaire), realise une seule fois par cycle lors de l’atteinte du palier nominal de puissance;

• EP-RGL4 (cf. paragraphe 7.2.3).

La puissance thermique du reacteur est determinee a partir d’un bilan enthalpique dans chaque generateur de vapeur. On a choisi de determiner cette puissance par un bilan enthalpique secondaire car il est plus precis. La determination du bilan thermique de la chaudiere necessite que soient correctement etalonnes et verifies les differents capteurs de temperature, de debit et de pression. A ce titre, les capteurs de debit secondaire uti­lises pour le bilan thermique sont controles tous les trois ou quatre ans (un controle de diaphragme sur un ligne GV a chaque arret de tranche).

La puissance thermique du reacteur peut s’exprimer comme la difference entre la puis­sance thermique fournie par les GV et la puissance calorifique apportee au circuit primaire en dehors du reacteur, par le travail des pompes par exemple :

nb GV

Wr WGV(i)-Wapr

i=1

ou :

• Wr est la puissance thermique du reacteur,

• WGV est la puissance thermique fournie par le GV,

• Wapr est la puissance calorifique apportee au circuit primaire en dehors du reacteur.

La puissance thermique echangee dans un generateur de vapeur s’ecrit: Wgv = Hv(Qe — Qp) + HpQp — HeQe

avec :

• Hv I’enthalpie de la vapeur saturee a la sortie du GV (kJ/kg):

Hv = xHvs + (1 — x)Hes

• Hes I’enthalpie de I’eau a la saturation (kJ/kg),

• Hvs l’enthalpie de la vapeur saturee (kJ/kg),

• x le titre de la vapeur du GV (pratiquement 0,999),

• He l’enthalpie de l’eau alimentaire GV (kJ/kg),

• Qe le debit massique de l’eau alimentaire du GV (kg/s),

• Qp le debit massique de purge du GV (kg/s),

• Hp l’enthalpie de l’eau des purges du GV (kJ/kg).

L’enthalpie Hv de la vapeur humide a la sortie du GV est calculee en fonction du titre, de la pression de sortie des GV et des tables thermohydrauliques de l’eau pour les enthalpies a la saturation. Le titre est mesure lors du demarrage de l’installation ou d’un remplacement de GV. Ce titre en eau a une tendance naturelle a la degradation a cause du vieillissement des dispositifs de sechage. Ceci pourrait entrarner une diminution de la puissance thermique d’ou une perte de puissance electrique. Sur une tranche 1300 MWe, 1 % de degradation du titre correspond a une perte de 8 MWe.

L’enthalpie He de l’eau alimentaire est calculee a partir des pressions et des tempera­tures amont des diaphragmes necessaires aux mesures de debit, par difference de pression amont/aval, et a partir des tables de l’eau.

Le debit massique Qp de purge du GV represente environ 1 % du debit alimentaire. Les debits sont mesures dans une tuyere ou dans un diaphragme suivant le palier.

La puissance calorifique Wapr apportee au circuit primaire en dehors du reacteur est estimee a partir de la relation :

^^apr = Pab — Psout

La puissance Pab apportee au primaire depend des apports :

• des pompes primaires,

• des pompes de charge,

• des chaufferettes du pressuriseur.

La puissance psout soutiree au circuit primaire depend des « consommations » :

• de l’echangeur non regenerateur,

• des barrieres thermiques des pompes primaires,

• des echangeurs des paliers et du moteur des pompes primaires,

• des pertes calorifiques exterieures degagees par le circuit primaire.

Ces differents parametres ont ete chiffres lors d’essais effectues pendant la mise en exploitation de l’installation a partir de bilan des pertes thermiques, des echangeurs, des puissances electriques absorbees par les pompes et les chaufferettes. Ils sont consideres comme constants tout au long de la vie de la tranche. A titre d’exemple, ces pertes sont estimees a 11 MWe pour le palier 900 MWe.

Le systeme de protection des reacteurs N4 est constitue du Systeme de protection integre numerique (SPIN) et de l’Unite de surveillance (US). Ces systemes sont completes par un Calculateur de marge d’arret (CMA) qui constitue avec l’US, l’autre originalite du systeme de protection du palier N4 par rapport au palier 1300 MWe.