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Auteur(s)
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Jean-Pierre BUREL : Ingénieur Génie atomique - Docteur Instrumentation nucléaire - Ingénieur au département Systèmes et électronique de sûreté, Schneider Electric SA
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Lire l’articleINTRODUCTION
La conduite et la sûreté des réacteurs nécessitent de maîtriser la puissance nucléaire à partir des mesures des rayonnements émis par le cœur. Dans tous les cas, la puissance est caractérisée par sa valeur globale et par sa période sur toute la dynamique de fonctionnement du réacteur. Dans le cas des réacteurs de grandes dimensions, il faut en plus surveiller sa répartition dans le volume du cœur.
Le niveau neutronique varie de manière considérable entre l’arrêt et la marche en puissance. Lorsque le réacteur est en puissance, le niveau neutronique représente 5 × 1010 fois le niveau correspondant à l’arrêt. Cette dynamique très importante impose d’utiliser plusieurs détecteurs pour suivre le niveau de puissance. De manière imagée, si l’on prend le centimètre comme unité correspondant au niveau neutronique à l’arrêt, le niveau de la puissance nominale correspond alors à 5 × 1010 cm soit 500 000 km, soit approximativement à la distance de la terre à la lune.
Si pendant le fonctionnement, les limites sur la puissance, sur la vitesse d’évolution et même sur la répartition dans le cœur sont atteintes, il faut arrêter rapidement le réacteur en faisant chuter les absorbants de commande.
Selon la taille du réacteur et selon les choix du concepteur du réacteur, la surveillance des paramètres nucléaires se fait par l’intermédiaire de deux systèmes d’instrumentation distincts :
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le système d’instrumentation hors cœur qui couvre l’ensemble de la dynamique, et qui s’appuie sur des détecteurs placés à l’extérieur du cœur, et plus précisément de la cuve du réacteur pour les réacteurs de puissance ;
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le système d’instrumentation en cœur qui peut être soit fixe et permanent, soit mobile et périodique.
Cet article présente les systèmes d’instrumentation hors cœur basés sur les mesures neutroniques qui permettent de maîtriser la puissance des réacteurs nucléaires. Il complète l’article sur l’électronique associée aux détecteurs de rayonnements et celui consacré aux détecteurs.
On s’intéresse particulièrement aux réalisations en France mais d’autres réalisations sont présentées comme l’instrumentation des réacteurs VVER.
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Critères de conception
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9. Autre réalisation. Réacteurs VVER
Les réacteurs VVER (sigle russe signifiant : réacteur de puissance modéré à l’eau légère et refroidi à l’eau légère) sont classés en deux catégories principales :
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les réacteurs de 440 MW ;
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les réacteurs de 1 000 MW.
Les systèmes d’instrumentation nucléaire de ces deux types de réacteurs sont peu différents sur le plan des principes. Les réacteurs VVER sont caractérisés dans leur conception d’origine par un grand nombre de chaînes de mesure. La figure 10 donne l’organisation du système d’instrumentation nucléaire.
On distingue les chaînes suivantes.
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Les chaînes de sûreté utilisées pendant l’exploitation normale. Elles sont conçues en redondance 6 réparties en deux trains comprenant chacun trois chaînes de sûreté. Chaque chaîne est équipée d’un détecteur placé dans un tube vertical contre la cuve du réacteur. De manière générale chaque puits ne reçoit qu’un seul détecteur, sauf dans le cas des chaînes de puissance des réacteurs VVER 1000 où deux détecteurs permettent de suivre le déséquilibre axial. Les chaînes de sûreté comprennent trois types de chaînes.
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Les chaînes niveau source : elles sont équipées de chambres à fission compensées au rayonnement gamma et surveillent le taux de comptage et la période.
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Les chaînes niveau intermédiaire : elles sont équipées de chambres d’ionisation à hélium, elles surveillent le courant mesuré et la période.
Les détecteurs source et intermédiaire sont placés dans des assemblages mobiles qui permettent de les retirer lorsque le réacteur est en puissance.
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Les chaînes niveau puissance : elles sont équipées de chambres à dépôt de bore et surveillent le niveau de puissance.
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Les chaînes de rechargement, au nombre de six, sont équipées de chambres à fission et sont mises en place dans la cuve, dans des tubes secs disposés en périphérie du cœur. Ces tubes sont installés pour le rechargement lorsque le couvercle de la cuve a été retiré....
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