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Auteur(s)
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Jean-Lucien MOURLEVAT : Adjoint du Chef du Département Performances Cœur à Framatome - ANP
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Lire l’articleINTRODUCTION
La conduite et la sûreté des réacteurs nucléaires, de quelque filière qu’ils soient, nécessitent de mesurer l’énergie fournie par les fissions des noyaux d’uranium 235, donc la puissance nucléaire.
Dans tous les cas, la mesure de cette puissance fait intervenir des mesures des rayonnements émis par le cœur du réacteur et plus particulièrement du flux de neutrons. Les paragraphes qui suivent vont donc décrire comment on mesure le flux de neutrons à l’intérieur du cœur, mais avant d’entrer dans une description détaillée, il convient de s’attarder sur une particularité fondamentale des réacteurs nucléaires.
Les lois de la physique neutronique veulent que la puissance ou le flux neutronique ne se répartissent pas de façon uniforme à l’intérieur du volume du réacteur. Il existe des endroits où la puissance est plus élevée qu’en d’autres, typiquement au centre du réacteur par comparaison à la périphérie. On parle alors de points chauds.
C’est bien sûr aux points chauds que la puissance fournie se rapproche le plus des limites de conception, voire de sûreté d’où l’obligation de connaître parfaitement la valeur de la puissance et donc de mesurer le flux neutronique en ces points. Ce phénomène de répartition non uniforme de la puissance doit être compris comme un phénomène physique se produisant au sein du réacteur dans tout son volume. On parle alors de distribution de puissance en trois dimensions ou plus simplement de distribution de puissance 3D. Il existe également un autre phénomène physique limitatif associé à la distribution de puissance mais plus particulièrement lié à la puissance moyenne de chaque crayon (intégrale de la puissance de chaque crayon suivant la direction axiale) plutôt qu’à la puissance locale, qui est l’apparition du phénomène de caléfaction. Ce phénomène, en créant un film de vapeur isolant qui réduirait l’échange thermique entre une partie du crayon combustible et le fluide primaire, pourrait provoquer, s’il se produisait, une augmentation de la température de la gaine entraînant une dégradation des propriétés mécaniques de celle-ci ainsi qu’une réaction d’hydruration de l’alliage métallique (Zircalloy) la constituant.
La distribution de puissance est un paramètre qui évolue dans le temps avec une constante de temps à court terme, liée essentiellement aux variations de puissance réalisées chaque jour par l’exploitant lors des opérations de conduite du réacteur, et une constante de temps à long terme dépendant de l’épuisement du combustible. Elle peut donc se distordre plus ou moins rapidement. Au cours de ces déformations, le ou les points chauds se déplacent dans le cœur et changent à la fois d’amplitude et de localisation.
L’instrumentation neutronique a pour fonction non seulement de mesurer le niveau de puissance mais aussi la distribution de puissance ou de flux neutronique en 3D et, en particulier, la valeur de la puissance locale fournie aux points chauds. Dans la suite de l’exposé, on assimilera, en première approximation, distribution de flux et distribution de puissance.
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Configurations et fonctionnement du système
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3. Description des matériels
3.1 Architecture générale et implantation géographique
Le système d’instrumentation interne qui est décrit dans les paragraphes ci-après est celui des tranches du palier N4.
Le système d’instrumentation interne se compose de deux ensembles, l’ensemble des mesures de flux et l’ensemble des mesures de température, qui vont être présentés dans les paragraphes qui suivent. Chacun d’eux comprend des capteurs, des câbles véhiculant le signal, des éléments mécaniques en interface avec le circuit primaire et la cuve, des armoires de contrôle/commande et pour l’ensemble flux, un dispositif de mise en mouvement et d’aiguillage des sondes mobiles.
Ces matériels sont localisés soit dans la cuve du réacteur, soit dans un local spécifique appelé salle d’instrumentation située dans le bâtiment réacteur au voisinage du puits de cuve, soit dans la salle calculateurs à proximité de la salle de commande.
Le dispositif de mise en mouvement et d’aiguillage de l’ensemble des mesures de flux permet de déplacer simultanément six détecteurs mobiles de neutrons dans des tubes étanches appelés doigt de gant placés dans le tube d’instrumentation de 60 assemblages combustible sélectionnés à cet effet (figure 2). Le détecteur mobile 1 explore les assemblages numérotés de 1 à 10, le détecteur 2 les assemblages 11 à 20 et ainsi de suite. Les tubes doigt de gant sont insérés dans les tubes de guidage soudés à la cuve et pénètrent dans celle-ci par le fond ; ils cheminent à travers les internes inférieurs puis dans les assemblages combustible à l’intérieur du tube d’instrumentation jusqu’au haut de celui-ci. Les tubes de guidage sont ainsi un prolongement de l’enceinte sous pression que constitue la cuve puisqu’ils sont soudés à celle-ci.
HAUT DE PAGE3.2 Mesures de flux
Les détecteurs mobiles sont du type chambres à fission. Ce type de capteur neutronique est une chambre d’ionisation...
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Description des matériels
1 Annexe – Description des traitements effectués
(Développement mathématique réalisé par Gérard RIO, Département Développement Technique Procédé à Framatome - ANP)
HAUT DE PAGE1.1 Calcul de la distribution de puissance théorique
On a vu précédemment que l’on avait besoin de comparer la puissance (activité) mesurée et la puissance (activité) calculée dans les assemblages instrumentés.
Le signal issu de la mesure par les détecteurs à fission étant proportionnel à un taux de fission dans la partie sensible de la sonde, il est nécessaire que les modèles théoriques utilisés puissent calculer la même information physique. Il faut également que cette information ait le même degré de finesse au point de vue de la discrétisation spatiale.
Le taux de fission ou activité dans le détecteur est donné par la relation :
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