Sexploitation

Introduction

Un Centre nucleaire de production d’electricite (CNPE) est une Installation nucleaire de base (INB) source de rayonnements ionisants et d’effluents radioactifs. Pour proteger les personnes des rayonnements et limiter les rejets d’effluents dans l’environnement, des barrieres sont interposees entre le combustible et l’environnement. Il existe trois barrieres principales :

• la gaine du combustible;

• le circuit primaire principal;

• l’enceinte de confinement du batiment reacteur.

Des materiels et systemes, associes a trois « fonctions de sQrete », sont mis en reuvre afin de garantir l’integrite des differentes barrieres et de limiter les consequences d’une eventuelle deterioration. Les trois fonctions de sQrete sont:

• La fonction de sQrete Reactivite : elle requiert le controle de la reactivite en toutes circonstances;

• La fonction de sQrete Refroidissement : elle vise a assurer le refroidissement de la chaudiere nucleaire;

• La fonction de sQrete Confinement: elle a pour objectif le maintien du confinement des matieres radioactives.

La disponibilite des materiels de sQrete est assuree en partie grace aux « fonctions supports » qui fournissent les informations, les ordres et les fluides necessaires a leur bon fonctionnement.

Sur le plan sQrete, la conception de l’installation repose sur le concept de defense en profondeur. Il existe trois niveaux de defense :

• premier niveau : les etudes de conception et la qualite des realisations et de Sex­ploitation font qu’en fonctionnement normal, l’installation est maintenue dans un domaine autorise garantissant sa sQrete;

• second niveau : les etudes du systeme de surveillance et de protection permettent de minimiser les effets des transitoires anormaux et des incidents;

• troisieme niveau : les etudes relatives aux systemes de sauvegarde permettent de limiter les consequences d’accidents hypothetiques remettant en cause le confine­ment des produits radioactifs.

Les deux premiers niveaux correspondent a l’aspect prevention des accidents tandis que le troisieme correspond a l’aspect maTtrise des accidents.

4.1. Rapport de surete et regies generales d’exploitation

Le Rapport de sQrete (RDS) presente et justifie aupres de l’Autorite de sQrete nucleaire (ASN) les dispositions retenues a tous les stades de la vie de l’installation : conception, construction, mise en service, exploitation et demantelement. Il precise, pour toutes les conditions de fonctionnement etudiees, les frequences d’occurrence et demontre que les consequences radiologiques maximales sont acceptables.

Les Regles generales d’exploitation (RGE), document a l’interface de la conception et de l’exploitation, sont le prolongement direct du Rapport de sQrete. Elles fixent un en­semble de regles specifiques a l’exploitation de la tranche qui doivent etre imperative — ment respectees pour rester dans le cadre de la demonstration de sQrete presentee dans le Rapport de sQrete.

Les differents chapitres des Regles generales d’exploitation contribuent d’un point de vue organisationnel et technique a la mise en reuvre du concept de defense en profondeur.

• Premier niveau : prevention des incidents et accidents par le maintien de la tranche dans le domaine de l’exploitation normale. Cet aspect se traduit par la mise en reuvre du document standard des « Specifications techniques d’exploitation » (STE) qui constituent le chapitre III des RGE.

• Deuxieme niveau : surveillance des performances des fonctions de sQrete par des controles periodiques et des operations de maintenance systematiques ou condi — tionnelles. Cet aspect se traduit par la mise en reuvre de Programmes d’essais pe­riodiques (PEP, chapitre IX des RGE), de Regles d’essais physiques de redemarrage et d’essais physiques en cours de cycle (REPR et REPC, chapitre X des RGE), des Programmes de base de maintenance preventive (PBMP) et de Regles de surveillance en exploitation des materiels mecaniques (RSEM). [8]

4.2. Historique de la genese des STE

Les Specifications techniques d’exploitation (STE) constituent un moyen de maintenir le niveau de sQrete acquis a la conception en agissant en exploitation au niveau de la pre­vention des incidents et des accidents. D’autre part, le niveau de sQrete peut etre ameliore en valorisant le Retour d’experience (REX).

Celui-ci a mis en evidence diverses difficultes dans l’application des STE initiales :

• non-respect des specifications;

• demandes frequentes de derogations;

• nombreuses questions posees par l’Autorite de sQrete nucleaire.

Il a alors ete propose d’ameliorer les STE afin de simplifier, d’expliquer, de clarifier en faisant emerger les principes de base et de completer si necessaire le document utilise par les exploitants. Les STE ont alors ete ameliorees tant sur la forme que sur le fond technique. Les justifications des regles actuelles ont ete ajoutees.

Le plan d’action a ete decoupe en 3 etapes resultant d’un compromis entre les echeances visees et les moyens a mettre en reuvre :

1) restructuration du document pour le palier 1300 MWe puis le palier 900 MWe;

2) precision sur la doctrine des STE;

3) reprise du fond technique.

La restructuration des documents a ete menee par un groupe de travail national pour chaque palier avec des representants de tous les sites de production nucleaire. Le travail de ce groupe a ete valide par un comite de relecture comprenant des representants des differentes unites concernees de la Division ingenierie nucleaire (DIN), puis examine par l’Autorite de sQrete nucleaire. Il a abouti a la redaction du nouveau document standard pour le 1300 MWe.

Le passage a I’Approche par etat (APE) a, par exemple, ete integre pour preciser certains points relatifs a la doctrine des STE.

Lors de la reprise du fond technique, les resultats acquis lors des Etudes probabilistes de sQrete (EPS) ont aussi ete integres.

6.1.4.1. Optimisation du programme d’essais

Le nombre d’essais, leur duree et l’enchaTnement du programme d’Essais physiques au redemarrage ont ete optimises sous trois aspects principaux :

• realiser un minimum d’essais et de mesures en garantissant l’atteinte des objectifs fixes, en concertation avec l’Autorite de sQrete nucleaire;

• minimiser la perte de production avant la mise a disposition de la tranche sur le reseau ;

• minimiser le volume d’effluents a traiter en enchaTnant les sequences de dilution — borication de fagon judicieuse.

L’optimisation de ces essais a conduit a etablir un programme type presente sur la figure 6.1.

La derniere mesure de puissance est obtenue par un bilan neutronique etabli a partir des mesures des charnes RPN. La mesure est realisee a partir des neutrons de fuites detectes par les chambres externes. Elle est moins precise dans la mesure ou les detecteurs ne voient que les assemblages de la zone peripherique du creur en regard de leur position.

Pour les REP 900 MWe, cette puissance est retranscrite au niveau du diagramme de pilotage du creur constitue par le plan (AI, Pr). Le systeme d’affichage VOTAN permet de situer graphiquement le point de fonctionnement de la tranche dans le diagramme de pilotage.

Pour les REP 1300 MWe et N4, la puissance neutronique intervient au niveau du systeme de protection qui fournit alors les marges par rapport aux risques d’APRP ou d’echauffement critique du creur (cf. chapitre 8).

8.2.4.2.1. But du calculateur

L’analyse de sQrete de la chaudiere doit montrer que la marge d’arret est suffisante pour controler le reacteur en cas d’accident et, en particulier, dans le cas d’une Rupture de tuyauterie vapeur (RTV, accident dimensionnant). Cette demonstration repose sur une de­marche en deux temps :

• l’etablissement du bilan de reactivite theorique de l’AAR;

• la surveillance sur site du respect des conditions qui ont servi a etablir ce bilan.

devaluation par le calcul de la marge d’antireactivite disponible est constituee par le bilan de reactivite entre deux etats :

• l’etat de reference, creur critique a la puissance nominale toutes grappes extraites;

• l’etat apres AAR, creur sous-critique a puissance nulle, toutes grappes inserees sauf la plus antireactive supposee coincee hors du creur.

La surveillance en fonctionnement du respect de la marge d’arret consiste a verifier que le bilan de reactivite partiel sur les parametres de pilotage respecte la valeur fixee pour I’effet d’insertion des groupes. Le non-respect de cette condition est materialisee sur site par l’apparition d’une alarme.

En mode A, ceci est obtenu par la surveillance du seul parametre libre du systeme : la position du groupe de regulation de temperature au moyen d’un seuil d’alarme fonde sur la limite d’insertion de ce groupe, comme sur les autres paliers.

En mode X, les positions des cinq groupes de pilotage, le niveau de puissance, l’AO, sont autant de parametres independants qui interviennent dans le controle de la reactivite et qu’il est necessaire de surveiller en ligne du fait de la grande diversite des configura­tions susceptibles d’etre rencontrees avec ce mode de pilotage. Le CMA controle donc l’insertion des groupes de pilotage et reconstruit le bilan de reactivite a partir de ces six parametres.

Le mode A assoupli apporte une plus grande souplesse d’exploitation en supprimant le concept de pilotage dans la bande de reference.

De plus, le controle de la distribution axiale de puissance dans un domaine de pilotage absolu conduit a une sollicitation moindre des groupes de regulation. Cette minimisation des deplacements des groupes de regulation permet une utilisation moindre du systeme RCV, et peut donc amener un gain sur le volume des effluents.

Le mode A assoupli offre la possibilite de piloter avec un ЛІ plus positif avant 95 % de la longueur naturelle de campagne (suppression de la droite P = 2,5 ■ ЛІ).

9.1.3.3. Le mode G

La conception du mode G resulte de la volonte de s’affranchir des limitations du mode A et en particulier de permettre d’effectuer des variations rapides de charge.

Des constantes de temps trop elevees pour le bore et la generation de perturbations trop importantes du flux lors de l’insertion des grappes noires ont conduit a rechercher une definition des grappes telles que celles-ci puissent compenser les effets en reactivite associes aux variations de charge en perturbant aussi peu que possible la distribution de puissance.

Pratiquement, pour minimiser les deformations radiales et axiales de flux a des niveaux de puissance elevees, il convient d’inserer des groupes plus legers appeles groupes gris.

Le respect de la symetrie (mediane et diagonale) et la recherche d’une distribution de puis­sance homogene radiale relevent du bon sens physique. L’objectif est d’utiliser de fagon

	B A
8 9 9 11 12 13 14 15
UO2 1
MOX 1
UO2 1
UO2 1
UO2 MOX UO2 UO2 1 1 1 1 UO2 UO2 4 4

Figure 3.2. Plan de chargement en gestion hybride MOX de REP 900 MWe.

Figure 3.3. Plan de chargement en gestion GEMMES REP 1300 MWe.

optimale le combustible par une homogeneisation des taux de combustion sous la contrainte des differents enrichissements lors des cycles a l’equilibre. Ceci permet ega — lement d’avoir une bonne representative des mesures internes de flux du fait du nombre limite d’assemblages instrumentes, un tiers approximativement, dans le creur. La gestion du combustible et la recherche des plans de chargement ulterieurs en seront facilitees.

On va aussi chercher a preserver au maximum la symetrie huitieme de creur ou quart de creur pour les assemblages positionnes sur les axes de symetrie. On considere alors que les assemblages font partie de « familles » que l’on cherche a preserver ou a reconstituer le cas echeant.

De plus, lors de la recherche du plan, on se donne une limite stricte sur le desequi — libre de puissance entre quadrants du creur — le tilt — calcule en debut de cycle, toutes barres hautes. Cette limite est tres faible et de l’ordre de 3/1000e. Le tilt calcule resulte uniquement de legeres dissymetries d’irradiations. En cours de campagne, on observe une attenuation du tilt sous irradiation, le « gommage ». Le tilt reel observe sur site apres rechar — gement et divergence est en general plus fort que celui predit par le calcul. Il s’agit d’un phenomene aleatoire dont les origines peuvent etre diverses (hydraulique, mecanique,…). On observe cependant que le tilt est caracterise par une orientation systematique lorsque sa valeur est significative : Sud et Sud-Est pour les REP 900 MWe le plus souvent, Nord et Nord-Ouest

Nous presentons dans les figures suivantes certaines permutations typiques utilisees classiquement lors de la recherche de plan. On distingue dans la figure 3.5 les permuta­tions d’assemblages a l’interieur d’une famille huitieme (famille presentant une symetrie huitieme de creur), la permutation de deux familles huitiemes completes ou encore la permutation circulaire d’assemblages issus de trois familles huitiemes differentes. Sur la figure 3.6, on peut remarquer la permutation de deux et trois familles quart completes.

Figure 3.5. REP 900 MWe : permutations de families huitiemes.

On trouve aussi les differents types de rotations pouvant etre affectes aux assemblages a l’interieur d’une meme famille ou entre familles d’assemblages differentes. Enfin, dans la figure 3.7, on a rassemble une permutation correspondant a la scission d’une famille hui — tiёme en deux familles quart (et vice-versa) et une permutation unique de trois assemblages « orphelins ».

La presence des rayonnements у perturbe la mesure du flux neutronique. Cette pertur­bation depend de l’influence du flux de neutrons et des y. Aux faibles flux, la valeur de la perturbation due aux у est importante. Par contre, pour des flux neutroniques eleves, celle-ci est negligeable, sauf peut etre pour les mesures RIC dans les assemblages MOX (cf. paragraphe 5.1.1.3).

La gamme de flux de neutrons a mesurer est tres etendue, environ 10 decades, soit de quelques Watts a 3800 MWth pour le palier 1300). Il en resulte deux necessites :

• discriminer le rayonnement у du flux de neutrons pour les flux faibles;

• utiliser plusieurs gammes de mesure.

De plus, de par le niveau de flux de neutrons tres eleve dans le creur, ~1014 neu — trons/cm2/s, l’instrumentation qui surveillera en permanence la puissance du reacteur sera forcement externe en raison des conditions d’ambiance. Cette surveillance contribuera essentiellement a une reconstitution de la distribution axiale de puissance. Le seul moyen de mesurer precisement le flux neutronique du creur est d’installer une instrumentation interne qui scrutera momentanement le creur afin d’eviter la degradation des detecteurs sous flux. Cette instrumentation pourra aussi etre completee ou remplacee par une ins­trumentation interne fixe permanente a base de detecteurs au rhodium, au cobalt ou au vanadium.

C’est la principale mesure d’antireactivite des grappes en fonction de leur insertion dans le creur. Elle est pratiquee sur le groupe R (ou D) de regulation sollicite en permanence en exploitation normale. Ce groupe est en effet utilise pour la regulation de la temperature moyenne primaire et le controle de la distribution axiale de puissance. Il est important dans l’analyse de sQrete car il intervient directement dans de nombreux incidents et accidents comme le retrait incontrole de groupe de regulation en puissance, la dilution en puissance ou rejection de grappe. Il est, par ailleurs, soumis a des limites d’insertion pour garantir le respect de la marge d’antireactivite ou a l’action de systemes de verrouillage (seuils C) et de protection (droite de blocage des REP 900 MW GARANCE, seuil RECS du palier 1300 MW, cf. chapitre 8). Lors des essais physiques a puissance nulle, il sert en outre d’etalon pour la mesure relative des autres groupes de grappes par echange car son efficacite, lorsqu’il est seul dans le creur, est en general parmi les plus elevees.

L’essai a pour objectifs :

• de verifier les previsions theoriques d’efficacite d’un groupe seul a implantation ra — diale et azimutale « homogene » (grappes centrales et peripheriques sur les axes medians et diagonaux) entierement insere dans le creur, situation « propre » au sens des outils de calcul;

• de verifier la dependance axiale de l’efficacite differentielle dans les conditions de l’essai.

Les conditions prealables a la realisation de l’essai sont:

• reacteur stable en CB, pression et temperature;

• toutes les chaufferettes fixes en service, aspersion en automatique;

• reacteur critique en configuration TBH ;

• verification du reactimetre effectuee.

De plus, il faut prendre les precautions suivantes :

• effectuer la dilution a debit constant, a l’aspiration des pompes de charge;

• maintenir la temperature moyenne stable a ±0,5 °C;

• ne pas laisser le flux deriver mais le garder dans la zone mediane de la plage d’essais physiques;

• a chaque mouvement de barre, noter la position du groupe.

A partir de l’efficacite theorique du groupe R, on va evaluer le volume d’eau a injec — ter et le debit (pour avoir une variation de reactivite de 500 pcm/h environ) pour inserer R depuis le haut jusqu’a la position basse du creur (5 pas). On debute l’injection d’eau demineralisee au taux calcule et on compense les variations de reactivite en inserant le groupe R. Les variations de reactivite doivent etre comprises entre 20 et 40 pcm. Lorsque le groupe est a 20 pas environ, on arrete la dilution et on laisse le creur s’homogeneiser en gardant le reacteur critique par insertion de R. Si on arrete la dilution assez tard, R atteint la butee basse avec un debit de dilution constant. Si besoin est, on insere le groupe theori — quement le plus lourd (le premier a etre pese par echange) pour compenser la « queue de dilution ». Le depouillement de l’essai se fera jusqu’a ce que R soit en bas du creur. Si le groupe n’est pas totalement insere, on effectuera un step de reactivite pour evaluer l’ecart a la criticite entre la position initiale et l’insertion totale du groupe.

Au cours de l’insertion du groupe R, on note la variation de reactivite en fonction du temps. On obtient une courbe dont l’allure est illustree dans la figure 6.7.

30

-30 6700

Les segments de variation de reactivite entre deux mouvements de barres successifs sont sensiblement paralleles dans la pratique dans la mesure ou le debit de dilution est stable.

L’antireactivite due a l’enfoncement des grappes est mesuree perpendiculairement a l’axe de deroulement du papier enregistreur.

L’efficacite differentielle du groupe entre une position N et N+1 est donnee par la mesure de cette perpendiculaire (Sp/Sh) et l’efficacite integrale est la somme cumulee des variations enregistrees a chaque mouvement du groupe.

L’efficacite totale de R s’ecrit donc :

Ap(R, exp) — Ap1 + Apdepouillement + Ap2

avec :

• Ap1 le step entre la position critique et le haut du creur en debut d’essai,

• Apdepouillement le resultat du depouillement de la dilution,

• Ap2 le step eventuel entre la position en fin de dilution et le bas du creur.

Le resultat de cet essai fait l’objet du critere de conception suivant:

p(R, exp) — p(R, the) ± 10 %

Si ce critere n’est pas verifie, on reprend le depouillement. Si le resultat est confirme, on mesure l’efficacite de R en borication de bas en haut du creur en procedant de maniere similaire a la dilution.

La realisation d’un essai de type EP-RPN 12 est tres contraignante pour la disponibilite de la tranche et pour les equipes en charge de sa realisation et de son traitement. On estime a deux jours par essai l’indisponibilite de la tranche pour le suivi de reseau. Il peut done etre interessant d’alleger le programme d’essais periodiques en supprimant ce type d’essai.

L’analyse d’un grand nombre de calibrages de tranches des paliers P4 et P’4 du REP 1300 MWe pour differentes phases de fonctionnement et pour des cycles de transitions et a l’equilibre, a conduit aux constatations suivantes :

• il est possible d’utiliser une matrice [T] generique invariante tout au long du cycle, seule la matrice [S] est reactualisee avec sa periodicite mensuelle. En effet, le trans — fert neutronique entre la peripherie du creur et les chaTnes est un phenomene phy­sique a priori peu dependant des caracteristiques du creur;

• la matrice [T] varie legerement entre les tranches P4 et P’4 pour des raisons liees a des differences dans la geometrie du puits de cuve (beton);

• les coefficients KH, KB qui servent a la mesure du niveau de puissance sont reactua — lises avec la meme periodicite de 30 jepp que la matrice [S]. Ces coefficients sont calcules par identification avec les coefficients des matrices [S] et [T].

Cette simplification des essais entraTne des progres importants en matiere d’essais perio — diques RPN :

• la suppression de l’oscillation xenon entraTne un gain en disponibilite significatif;

• l’instrumentation interne mobile (RIC) est moins sollicitee car le calibrage est realise sur une seule carte de flux au lieu d’une dizaine; •

• le diminution du volume de donnees experimentales a traiter reduit I’ensemble des contraintes liees aux traitements (moyens humains et materiels, procedures de ve­rification…), et permet d’implanter rapidement le calibrage dans l’equipement RPN afin de reprendre l’exploitation normale du reacteur.

La tranche 2 de CATTENOM a ete choisie comme Tranche tete de serie pour la mise en reuvre de la demarche de simplification des essais periodiques en l’an 2000. Les resultats obtenus avec l’utilisation d’une matrice [T] generique ont ete conformes a ceux qui etaient attendus. La generalisation de la simplification a l’ensemble des REP 1300 MWe a ete ensuite rapidement engagee a partir de mi-2001 apres l’accord de l’Autorite de sQrete nucleaire.

Ce retour d’experience peut etre mis a profit sur les autres reacteurs et l’application de la demarche de simplification des essais doit se generaliser sur l’ensemble des paliers.

Une certaine souplesse dans la production est d’autant plus necessaire que le parc nu — cleaire est important. initialement, les centrales nucleaires etaient exploitees en « reacteur prioritaire », c’est-a-dire qu’elles fournissaient toute la puissance disponible. Actuellement, en France, elles doivent s’adapter aux demandes du reseau et fonctionnent en « turbine prioritaire » : le reacteur est considere comme un generateur de puissance aux ordres de la turbine qui doit permettre d’equilibrer l’offre et la demande.

Sur un appel de puissance, on ouvre la soupape reglante de vapeur a l’admission turbine ce qui provoque : [42]

Pour pouvoir repondre aux besoins du reseau, trois types de fonctionnement ont ete definis :

• Le fonctionnement en base : le reacteur nucleaire delivre une puissance constante generalement egale a la puissance nominale pendant toute la duree du cycle. Les premiers REP 900 MWe CP0 etaient prevus pour fonctionner principalement en base, meme s’ils pouvaient realiser des transitoires lents, car ils devaient s’inserer dans un systeme de production essentiellement de type thermique classique et hy- draulique. Le mode de pilotage de ces premiers REP, toujours en application, est le mode A.

• Le fonctionnement en suivi de charge : la centrale doit suivre une variation pro — grammee de puissance ou de charge (figure 9.1). Une estimation quotidienne d’un programme national de charge est elaboree par le RTE (Reseau de transport de l’elec — tricite) puis traduite au niveau regional. Ceci constitue une premiere approximation pour realiser l’equilibre production-consommation en tenant compte des variations systematiques de puissance comme la diminution de la consommation pendant la nuit ou le week-end. Lorsqu’une centrale fonctionne en suivi de charge, sa puissance est maintenue constante par paliers relies entre eux par des rampes de puissance. Deux profils standard sont largement utilises :

— le 12-12 : Il correspond a un fonctionnement de 12 heures a pleine puissance suivi d’un palier bas de 12 heures a basse puissance, generalement la nuit, avec des transitions de l’ordre d’une demi-heure. C’est un transitoire lent. En France, pour suivre les variations de la consommation, la pente moyenne des rampes de puissance doit etre d’environ 1 % PN/min;

— le 18-6 : Apres un fonctionnement a puissance nominale pendant 18 heures, on descend rapidement vers le palier bas pour y sejourner pendant 6 heures avant de remonter a pleine puissance. Les rampes varient entre 2 et 5 % PN par minute. Il s’agit d’un transitoire rapide. Il doit etre aussi possible d’effectuer des retours instantanes en puissance a n’importe quel moment du transitoire. Le Retour instantane en puissance, ou RIP, est caracterise par des rampes de

5 % PN/min. Cette pente resulte de la necessite d’eliminer en moins de 20 mi­nutes la surcharge qui apparaTt sur les lignes du reseau suite a un defaut de production.

• Le reglage de frequence : la puissance consommee par les utilisateurs n’est jamais egale a la prevision du programme journalier. Les ecarts de puissance qui en re — sultent se traduisent concretement par des ecarts de la frequence du reseau com — muns a tous les groupes turbo-alternateurs, plus la demande de puissance est grande, plus la frequence diminue. Les ecarts sur la frequence sont aleatoires et genera — lement de faible amplitude. Ramener la frequence a sa valeur de consigne, f0 de 50 Hz, revient donc a retablir l’equilibre entre la production et la consommation.

Deux reglages, primaire et secondaire, sont effectues afin de reduire ces ecarts et assu­rer a l’ensemble des tranches une bonne stabilite.

Le reglage primaire ou reglage de frequence est assure par le regulateur de vitesse de la turbine qui impose une relation lineaire entre sa frequence (donc la vitesse) et la puissance de la chaudiere (figure 9.2). En cas de variation de la frequence, la turbine reagit en modifiant sa puissance proportionnellement a l’ecart de frequence. La frequence etant la meme pour toutes les centrales interconnectees, le reglage provoque instantanement des variations de charge sur tous les groupes interconnectes. Le nouvel etat d’equilibre atteint est a une frequence differente de la frequence de consigne f0.

La variation de puissance necessaire au reglage primaire s’ecrit:

AP(t) = k[f(t) — fo] = kAf(t) avec к = 1 Pnom

s f0

Pour un REP, le taux de statisme est egal a 4 %. Dans ces conditions, le statisme vaut 50 % PN/Hz et une variation de 20 mHz en frequence sur le reseau correspond a une variation en puissance de 1 % PN. Une baisse ou une hausse de frequence doit etre corrigee respectivement par une hausse ou une baisse de la puissance.

Le reglage secondaire ou telereglage permet de ramener a leur valeur de consigne les valeurs de frequence et de puissance de transit prevues aux points d’interconnexion avec nos voisins europeens (figure 9.3). Le dispatching central du RTE elabore alors un signal qu’il envoie aux centrales de son choix afin qu’elles modulent la puissance prevue par le programme journalier dans une bande de ±5 % PN. Ce signal, appele signal de telere­glage, est une valeur numerique, sans dimension, comprise entre -1 et 1 qui correspond a un pourcentage de la puissance de participation affichee par la centrale. Ces variations de puissance sont alors appliquees a la turbine. Le reacteur doit donc moduler sa puissance en fonction de la puissance appelee par la turbine : tout desequilibre primaire-secondaire induit une variation de temperature donc de reactivite. C’est aux grappes de controle de se deplacer pour compenser ces variations de reactivite.

La variation de puissance necessaire pour le telereglage s’ecrit:

AP(t) = N(t)Pr

N(t) Signal de telereglage [sans dimension]

Pr Puissance de participation [% PN]

Enfin, certains transitoires particuliers doivent etre pris en compte des la conception du mode de pilotage et doivent pouvoir s’effectuer a n’importe quel moment du fonction — nement de la centrale. On peut citer par exemple l’Tlotage du groupe turboalternateur, ou le reacteur fonctionne en autarcie en produisant theoriquement la puissance dont il a besoin pour l’alimentation des auxiliaires. En realite, celui-ci fonctionnera au minimum technique et le surplus de production sera evacue au condenseur sous forme de chaleur.