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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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Autre réalisation. Réacteurs VVER
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8. Réalisations en France
L’essentiel des réacteurs de puissance installés en France sont des REP. Ces réacteurs sont caractérisés par un diagramme de détection pratiquement identique reproduit sur la figure 4.
En abscisse est représenté le débit de dose gamma et en ordonnée le flux neutronique. Cette figure donne les limites du domaine couvert par le point de fonctionnement du réacteur dans les différentes situations et les domaines couverts par les trois chaînes de mesures.
8.1 Réacteurs de 900 MW
Les réacteurs de type REP de 900 MW ont été construits avec une instrumentation nucléaire dont la technologie correspond à l’état de l’art des années 1975. Elle est entièrement analogique.
HAUT DE PAGE8.1.1 Description des chaînes de mesure
Pour mesurer la puissance sur toute la dynamique trois types de chaînes sont utilisées :
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une chaîne de comptage équipée d’un compteur proportionnel à dépôt de bore, pour couvrir le niveau source ;
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une chaîne de mesure de courant logarithmique équipée d’une chambre d’ionisation compensée, pour le niveau intermédiaire ;
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une chaîne de mesure de courant linéaire à deux voies, équipée d’une chambre d’ionisation non compensée à deux sections, pour le niveau puissance. Les deux sections du détecteur permettent de mesurer le déséquilibre axial pour protéger le cœur contre l’apparition des surpuissances locales.
Chaque chaîne est équipée de déclencheurs à seuil pour émettre des ordres partiels vers la logique de protection.
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Le système d’instrumentation nucléaire (SIN), représenté sur la figure 5, est constitué de deux parties distinctes :
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la partie protection (classée sûreté) qui assure la détection,...
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