EP4324000A1 - Procédé et ensemble de pilotage d'un réacteur nucléaire, réacteur nucléaire équipé d'un tel ensemble - Google Patents

Procédé et ensemble de pilotage d'un réacteur nucléaire, réacteur nucléaire équipé d'un tel ensemble

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Publication number
EP4324000A1
EP4324000A1 EP22723058.8A EP22723058A EP4324000A1 EP 4324000 A1 EP4324000 A1 EP 4324000A1 EP 22723058 A EP22723058 A EP 22723058A EP 4324000 A1 EP4324000 A1 EP 4324000A1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
core
power
reactor
neutron
nuclear reactor
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
EP22723058.8A
Other languages
German (de)
English (en)
Inventor
Alain Grossetete
Guillaume DUPRE
Cyril FIALA
Philippe CHEVREL
Mohamed YAGOUBI
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome SA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Framatome SA filed Critical Framatome SA
Publication of EP4324000A1 publication Critical patent/EP4324000A1/fr
Pending legal-status Critical Current

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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/22—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of a fluid or fluent neutron-absorbing material, e.g. by adding neutron-absorbing material to the coolant
    • G—PHYSICS
    • G05—CONTROLLING; REGULATING
    • G05B—CONTROL OR REGULATING SYSTEMS IN GENERAL; FUNCTIONAL ELEMENTS OF SUCH SYSTEMS; MONITORING OR TESTING ARRANGEMENTS FOR SUCH SYSTEMS OR ELEMENTS
    • G05B13/00—Adaptive control systems, i.e. systems automatically adjusting themselves to have a performance which is optimum according to some preassigned criterion
    • G05B13/02—Adaptive control systems, i.e. systems automatically adjusting themselves to have a performance which is optimum according to some preassigned criterion electric
    • G05B13/04—Adaptive control systems, i.e. systems automatically adjusting themselves to have a performance which is optimum according to some preassigned criterion electric involving the use of models or simulators
    • G05B13/041—Adaptive control systems, i.e. systems automatically adjusting themselves to have a performance which is optimum according to some preassigned criterion electric involving the use of models or simulators in which a variable is automatically adjusted to optimise the performance
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/36—Control circuits
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/001—Computer implemented control
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/10—Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, pressure
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/12—Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
    • G21D3/16—Varying reactivity
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • TITLE Method and assembly for controlling a nuclear reactor, nuclear reactor equipped with such an assembly
  • the invention generally relates to the control of nuclear reactors, in particular during power transients.
  • a market price for electricity below zero should push nuclear reactor operators to rapidly reduce the electrical power produced by the reactor. On the other hand, a rise to high power is desired when electricity prices become positive again.
  • mode A Most of the PWR (Pressurized Water Reactor or REP) type nuclear reactors in the world are operated in a mode generally referred to as mode A. These reactors are designed for base operation, i.e. ie at a high and substantially constant electric power. Power variations are tricky to achieve for reactors operating in mode A, and require precise actions on the part of the operators, so as to avoid the triggering of alarms or protections.
  • REP Pressure Water Reactor
  • a third possibility is to switch from mode A to an RMOSC-type operating method. This process is protected by the patent application filed under number PCT/EP2019/052543, in the name of the applicant.
  • This method implements a core control means with two regulators in cascade, a supervisor using a predictive control algorithm, and a multi-objective regulator.
  • the invention relates, according to a first aspect, to a method for controlling a nuclear reactor, the nuclear reactor having a core comprising a plurality of nuclear fuel assemblies, a primary core cooling circuit in which a primary heat transfer fluid containing a neutron poison, a unit making it possible to inject neutron poison into the primary heat transfer fluid, and a unit provided for injecting water into the primary circuit, the method comprising the following steps:
  • S20/ acquisition of current values of a plurality of operating parameters of the nuclear reactor comprising at least one parameter characterizing a supplied core power by the core of the reactor and a parameter characterizing the distribution of the neutron flux in the core;
  • steps S20/ and S30 being repeated with a period of less than 60 minutes.
  • This process makes it possible to quickly determine an optimum sequence for injecting neutron poison and/or water into the primary coolant, allowing operators to carry out the power transient with confidence.
  • a key point is that the injection sequence is determined repeatedly, with a period of less than 60 minutes, for example of the order of ten minutes.
  • the injection sequence is therefore periodically updated based on the acquired values of the operating parameters of the nuclear reactor, for example every ten minutes.
  • control method may also have one or more of the characteristics below, considered individually or in all technically possible combinations:
  • the at least one quantity characteristic of the state of the core calculated in step S30/ comprises said parameter characterizing the distribution of the neutron flux in the core
  • the cost function characterizes an evolution of a difference between said parameter characterizing the distribution of the neutron flux in the core and a reference value over said determined time interval
  • the convergence criterion includes reaching an extremum of the cost function
  • the convergence criterion includes satisfying at least one constraint chosen from the following list:
  • the neutron poison and/or water injection sequence in the primary liquid is generated by considering the results obtained in the previous iteration, by a gradient descent algorithm,
  • step S30/ comprises a sub-step S35/ of determining an optimum slope for a change in power as a function of time during the power variation from the first power to the second power, the sub-step S35/ comprising the following operations:
  • the predictive model of the reactor core is non-linear.
  • the predictive model of the core of the reactor comprises several sub-models, each sub-model modeling a level of the core of the nuclear reactor and comprising at least one equation describing a kinetics of a density of neutrons at said level and an equation describing a temperature of the primary heat transfer fluid at said level, the model further comprising equations describing neutron exchanges between the levels and equations characterizing a reactivity at each level.
  • the neutron poison and/or water injection sequence in the primary liquid comprises a plurality of injection operations, each operation being characterized by a quantity and an operation duration, the number of operations in the injection sequence being between 2 and 12, the duration of operation being between 2 minutes and 60 minutes.
  • the period T is less than or substantially equal to the duration of an operation of the injection sequence.
  • the determined time interval has a total duration between 10 minutes and a duration of the power program.
  • the invention relates to a control unit for a nuclear reactor, the nuclear reactor having a core comprising a plurality of nuclear fuel assemblies, a primary core cooling circuit in which circulates a primary heat transfer fluid containing a neutron poison, a unit for injecting neutron poison into the primary heat transfer fluid, and a unit provided for injecting water into the primary circuit, the neutron poison and water injection units being controlled by an operator
  • the control assembly comprising: a/a user interface, configured so that a user enters a power program to be supplied by the nuclear reactor, this program comprising at least one power variation from a first power to a second power; b/ a unit for acquiring current values of a plurality of operating parameters of the nuclear reactor, comprising at least one parameter characterizing a power supplied by the reactor core and a parameter characterizing the distribution of the neutron flux in the core; c/ a calculation unit comprising:
  • an optimization algorithm programmed to generate a neutron poison and/or water injection sequence in the primary liquid covering a determined time interval
  • a predictive model of the core of the reactor programmed to calculate an evolution of at least one quantity characteristic of the state of the core of the nuclear reactor during the said time interval determined by using the power program acquired, the current values of the operating parameters acquired and the injection sequence considered;
  • a cost module configured to calculate a cost function, using the evolution calculated by the predictive model; the optimization algorithm being programmed to, iteratively, generate an injection sequence, have the evolution of the at least one corresponding characteristic quantity calculated by the predictive model of the heart, have the corresponding cost function evaluated by the cost modulus, until a convergence criterion of the cost function is satisfied; the assembly is also configured to display the optimum injection sequence, i.e. the one for which the convergence criterion of the cost function has been reached, on the user interface, so that the sequence of optimum injection is implemented by the operator.
  • control assembly is such that the calculation unit comprises a slope module programmed to determine an optimum slope for a change in reactor power as a function of time during the power variation from the first power to the second power, said module being programmed for:
  • the invention relates to a nuclear reactor comprising a core comprising a plurality of nuclear fuel assemblies, a primary core cooling circuit in which circulates a primary heat transfer fluid containing a neutron poison, a unit making it possible to inject neutron poison into the primary heat transfer fluid, a unit provided to inject water into the circuit primary, and a control assembly having the above characteristics, the neutron poison and water injection units being controlled by an operator.
  • FIG. 1 is a schematic representation of a reactor nuclear connected to the electrical distribution network, equipped with the steering assembly of the invention
  • Figure 2 is a step diagram illustrating the method of the invention
  • FIG. 3 is a schematic representation of the predictive model of the reactor core used in the method of FIG. 2
  • FIG. 4 is a schematic representation illustrating the injection sequence and the evolution of the parameters calculated according to the method of the invention
  • FIG. 5 is a graphic representation of the evolution of the axial power imbalance (axial offset AO in English) obtained when the method of the invention is implemented, for a power program comprising successively a drop in power followed by a rise in power, at the start of the cycle;
  • FIG. 6 is a graphical representation similar to that of FIG. 5, showing the evolution over time of the difference between the average temperature of the primary coolant in the core Tmoy and the reference temperature Tref, for the same scenario as Figure 5;
  • FIGS. 7 and 8 are graphical representations similar to those of FIGS. 5 and 6, for the same scenario, at the end of the cycle; and
  • FIG. 9 is a simplified diagrammatic representation of the various modules constituting the control assembly equipping the reactor of FIG. 1.
  • the reactor 1 shown in Figure 1 comprises, in a conventional manner, a core 3, itself comprising a plurality of nuclear fuel assemblies 5.
  • the nuclear reactor 1 also comprises a primary circuit 7, provided for cooling the core 3, in which circulates a primary heat transfer fluid containing a neutron poison.
  • this primary circuit comprises several loops, each loop having a steam generator 9 and a primary pump 11.
  • the nuclear reactor also comprises a secondary circuit 13, in which circulates a secondary heat transfer fluid.
  • the secondary heat transfer fluid is vaporized in the steam generator 9, under the effect of the heat released by the primary heat transfer fluid.
  • the secondary circuit 13 comprises at least one turbine 15, a condenser 17, a supply tank 19, and secondary pumps 21, 23.
  • the secondary heat transfer fluid in the form of vapor circulates from the steam generator 9 to the turbine 15 then is condensed in the condenser 17. It is then returned in liquid form to the steam generator 9.
  • a valve 25 is interposed on the steam line connecting the steam generator 9 to the turbine 15, and makes it possible to adjust the flow rate of steam supplying the latter.
  • the turbine 15 mechanically drives an alternator 27.
  • the electricity generated by the alternator 27 feeds an electrical distribution network 29.
  • the nuclear reactor 1 also includes a unit 31 for injecting neutron poison into the primary heat transfer fluid.
  • Neutron poison is typically boron.
  • a pump 35 and a valve 37 are interposed on line 33.
  • Unit 31 selectively increases the concentration of neutron poison in the primary liquid.
  • the nuclear reactor also includes a unit 39 designed to inject water into the primary circuit.
  • Unit 39 comprises a tank 41 connected by a line 43 to the primary circuit 7.
  • a pump 45 and a valve 47 are inserted in line 43.
  • the water is typically pure demineralised water.
  • Unit 39 is provided for injecting water into primary circuit 7, which has the effect of reducing the concentration of neutron poison in the primary heat transfer fluid.
  • the nuclear reactor 1 further comprises groups 49 of control rods and a mechanism 51 capable of selectively inserting or extracting the groups of control rods 49 in the core 3 of the nuclear reactor.
  • the control rods are made of a neutron absorbing material.
  • Groups of control rods are 49 moved in such a way as to selectively alter the responsiveness inside Core 3.
  • Nuclear reactor 1 also includes an instrumentation and control system 53.
  • This instrumentation and control system 53 comprises instrumentation 55 making it possible to directly measure or determine a plurality of operating parameters of the nuclear reactor. These operating parameters include at least the following parameters:
  • the instrumentation 55 comprises in particular neutron detectors, placed outside the core 3, and distributed over the entire height of the core. These detectors are known as ex-core chambers.
  • the power supplied by the core is for example obtained by calculation, on the basis of the information provided by the detectors measuring the neutron fluxes outside the core.
  • the power delivered by the core is determined using the measurement of the power delivered by the turbine.
  • the parameter characterizing the distribution of the neutron flux in the core is for example the axial power distribution, or axial offset AO.
  • the axial offset is calculated using the following formula:
  • AO (0h-0b)/(0h+0b) where 0h is the neutron flux from the upper half of the core, and 0b is the neutron flux from the lower half of the core.
  • the neutron fluxes from the upper and lower halves of the core are typically obtained by the neutron detectors placed outside the core 3. Alternatively, they are obtained by probes placed in the core 3, called in-core probes.
  • the parameter characterizing the distribution of the neutron flux in the core is FIi-F ⁇ , or any other suitable parameter.
  • the current flow rate of neutron poison and the current flow rate of water injected into the primary heat transfer fluid are also measured or determined.
  • the instrumentation and control assembly 53 further comprises a control device 57 configured to regulate a certain number of operating parameters of the nuclear reactor.
  • the control device 57 comprises at least one loop 59 for controlling the temperature of the primary heat transfer fluid.
  • the loop 59 receives as input the average current temperature Tmoy of the primary heat transfer fluid in the core 3 of the reactor.
  • This value corresponds for example to the average of the temperature measured at the reactor inlet of the temperature measured at the core outlet.
  • the average temperature of the primary coolant Tmoy in the core is controlled by moving groups of control bars 49.
  • Four groups of bars, called groups A, B, C, D, can be moved to control the temperature Tmean.
  • the control device 57 also comprises a loop 61 for controlling the power supplied by the turbine 15.
  • Loop 61 receives as input the value of the power supplied by turbine 15. Loop 61 also receives a turbine power setpoint and a slope setpoint for any variation in turbine power.
  • the power and slope setpoints are typically set by the operator of the nuclear reactor.
  • the loop 61 controls the valve 25 interposed on the steam line of the secondary circuit 13, according to the power and slope setpoints, and according to the current value of the turbine power.
  • the operator directly controls the neutron poison and water injection units 31 and 39.
  • It sets the quantity of neutron poison injected per unit time into the primary heat transfer fluid and the quantity of water injected per unit time into the primary heat transfer fluid. Typically, it sets the volume flow rate of the neutron poison solution injected, and the volume flow rate of water injected.
  • the invention is particularly suited to the case where the nuclear reactor must follow a power program comprising at least one power variation, also called transient, from a first power to a second power.
  • the power program in this case is provided to the operator of the nuclear power plant by the person responsible for managing the electricity transmission network 29.
  • the average temperature of the primary coolant Tmoy in the core is controlled by moving groups of 49 control rods.
  • Variations in the level of power supplied by the nuclear reactor are achieved by adjusting the concentration of the neutron poison in the primary coolant. This is done by injecting neutron poison or water into the primary circuit 7, using units 31 and 39.
  • concentration of the neutron poison is increasingly slow as the exhaustion of the nuclear fuel progresses.
  • the maximum load variation slope is 1.5% of nominal power per minute at the start of the cycle, and 0.10% of nominal power per minute at 90% of the cycle.
  • these power adjustments are tricky to make because they require very precise control of the quantities of neutron poison injected into the primary circuit.
  • the maximum slope possible in G-mode or T-mode is 5% of nominal power per minute up to 80% of the cycle.
  • the invention aims to overcome these difficulties by adding to the nuclear reactor a control assembly 63 which will provide the operator with a sequence of injection of neutron poison and/or water into the primary liquid, specially adapted for the program of power to be supplied.
  • the control unit 63 also provides a recommended slope for the or each power variation to be performed during the power program.
  • the steering assembly 63 is provided to implement the method for steering the nuclear reactor which will now be described.
  • the control method comprises, as illustrated in FIG. 2, a step S10 for acquiring a reactor power program to be supplied by the nuclear reactor.
  • This program includes at least one reactor power variation from a first power to a second power.
  • the reactor power typically corresponds to the mechanical power supplied by the turbine.
  • the reactor power variation is typically of non-zero amplitude.
  • control method is particularly suited to the case of a nuclear reactor following a power program having a power transient.
  • the power program to be followed is in this case typically provided by the manager of the electricity distribution network 29, as described above.
  • the control method is also suitable for reactors not operating in load monitoring but having to manage significant power transients.
  • the variation in reactor power is typically several tens of percent of the nominal power of the reactor.
  • the control method also applies to power variations of small amplitudes, for example when the reactor operates in remote control.
  • the power variations are then a few percent of the nominal power of the reactor, for example less than 10%, or even less than 5%.
  • the control process still applies to the case where the nuclear reactor is operating on base.
  • the power variations are then zero, the first power being equal to the second power.
  • the nuclear reactor operates at constant power, typically at 100% of its nominal power (PN).
  • PN nominal power
  • the exhaustion of the fuel in such a case causes a drop in the average temperature of the primary coolant, which causes a modification of the cost function.
  • the control process proposes recommendations for the injection of neutron poison or water to restore an optimal situation.
  • the reactor power program covers a twenty-four hour period. It comprises a single reactor power variation, or may alternatively comprise several.
  • the reactor power program is a slot, first comprising a drop in power, followed a few hours later by a rise to the initial power level.
  • the control method also includes a step S20 for acquiring the current values of a plurality of operating parameters of the nuclear reactor 1.
  • the operating parameters include at least one parameter P characterizing a core power supplied by the core of the nuclear reactor 3, and a parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core 3.
  • step S20 one or more of the following operating parameters are also acquired in step S20:
  • the parameter characterizing the core power P supplied by the core of the reactor is for example the thermal power supplied by the core.
  • This parameter is reconstructed by system 53 using neutron flux measurements from neutron detectors located outside the core.
  • this parameter is reconstituted from the measurement of the power supplied by the turbine, or the temperatures of the primary coolant at the inlet and at the outlet of the Tin and Tout core.
  • the parameter characterizing the core power is the total neutron flux in the core, or the power supplied by the turbine, or any other suitable parameter.
  • the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core is typically the axial offset AO. It is typically reconstituted, as described above, from the measurements provided by the probes measuring the neutron flux outside the core or inside the core. Alternatively, this parameter is the difference between the neutron flux in the upper part of the core and the neutron flux in the lower part of the core.
  • the mean temperature Tmoy of the primary coolant is calculated using the measurement of the temperature of the primary coolant at the core outlet Tout and the measurement of the primary coolant fluid at the core inlet Tin.
  • Tavg is calculated using the following equation:
  • Taver (Tin + Tout)/2
  • the quantity of neutron poison injected per unit time Qpn is determined by using a flow sensor installed on the conduit 33. As a variant, it is determined by using the speed of rotation of the rotor of the pump 35 or any other suitable quantity.
  • the quantity of water injected per unit of time Qw is determined by using the measurement provided by a flow sensor installed on the conduit 43. Alternatively, it is reconstituted by using the speed of rotation of the rotor of the pump 55, or any other suitable size.
  • the method further comprises a step S30 of determining the optimum neutron poison and/or water injection sequence, for a determined time interval, taking into account the reactor power program to be carried out.
  • Step S30 includes several sub-steps, which are implemented iteratively.
  • Step S30 includes a sub-step S31 for generating a neutron poison and/or water injection sequence in the primary liquid, covering a determined time interval.
  • the neutron poison and/or water injection sequence comprises a plurality of injection operations, each operation being characterized by an amount of neutron poison or water injected, and an operation duration.
  • the number of operations in the injection sequence is between two and twelve, preferably between three and eight, and is for example six.
  • the duration of operation is between two and sixty minutes, preferably between five and twenty minutes, and is for example ten minutes.
  • the determined time interval has a total duration comprised between ten minutes and the duration of the power program, preferably comprised between twenty minutes and three hours, more preferably comprised between thirty minutes and two hours and is worth for example one hour.
  • the determined time interval covers a portion of the reactor power schedule.
  • the quantity injected at each operation is expressed in volume, or in mass, or corresponds to a flow rate of neutron poison solution or water.
  • the injection operations are successive operations, immediately following each other, covering together the entire time interval.
  • Step S30 further comprises a sub-step S32 of calculating a change in at least one characteristic quantity of the state of the core of the nuclear reactor during said determined time interval.
  • the at least one characteristic quantity of the calculated core state depends, among other things, on the chosen cost function, which will be described below.
  • the at least one characteristic quantity comprises at least the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core, for example the axial offset AO.
  • This calculation is performed using a predictive model of the core of the reactor, using the power program acquired, the current values of the operating parameters acquired, and the injection sequence generated in sub-step S31. More precisely, the portion of the power program covered by the determined time interval is used in sub-step S32.
  • the predictive model of the reactor core is a nonlinear model.
  • the model is linear. This model is then for example obtained by linearizing the nonlinear model described below.
  • the predictive model of the heart includes several sub-models, each sub-model modeling a level of the heart 3.
  • the core is divided, along the vertical direction, into several slices, each sub-model modeling one of the core slices.
  • the predictive model of the heart comprises between two and twenty sub-models, preferably between two and ten sub-models, and comprises for example six sub-models.
  • Each sub-model includes at least one equation describing a kinetics of a neutron density in said level, and an equation describing a temperature of the primary coolant at said level.
  • the temperatures T2 to T7 at the exit of each level are deduced from the neutron flux in each level.
  • - KT/H power/neutron flux conversion coefficient
  • - Qp mass flow rate of primary coolant in the core.
  • each level of the core is modeled using a one-group approximation of the point neutron kinetics with, in addition, a coefficient D to account for the neutron exchanges between the levels.
  • Delayed neutrons and precursors which have a dynamic greater than the dynamic expected by the process or the operator, are not modeled. These neutrons have a typical dynamic of 10 seconds, for a calculation time step of the order of 60 seconds.
  • the model also includes equations characterizing the reactivity at each level
  • Equations are: p,o: initial reactivity at level i, determined when the initial state of the predictive model of the heart is adjusted on the basis of the current values of the acquired operating parameters (see below);
  • thermal power supplied by level i of the core assumed to be proportional to the density of neutrons
  • D denotes a variation with respect to the initial state of the predictive model.
  • the effect due to the variation in the power supplied by the core makes it possible to characterize the effect of a variation in the temperature of the nuclear fuel, also called the Doppler effect.
  • APbanki corresponds to the displacement of all the control groups within level i, expressed in steps. This parameter corresponds to the sum of the variations of the number of insertion steps in the level i of all the control groups.
  • Kn DR, Kn x An, where Kn is a predetermined constant.
  • the model incorporates the following general equation: P being the total power supplied by the core.
  • the coefficients K T/H , K n K m0d , K dop , K b0r , K bank , K xenon , D, the evolution coefficients of iodine and xenon P , r xe and s ⁇ , were determined by numerical simulations. Some can also be determined by on-site measurements.
  • the coefficients I*, h ⁇ , lc e are known values. I * alternatively is determined by calculation.
  • the value of the APbank is determined by the model, according to the evolution of the mean temperature Tmoy of the primary coolant in the core. This module first determines the value of Taver according to the following equation:
  • Tmean (T1 + T7)/2.
  • the model determines an average reference temperature Tref, as a function of the reactor power supplied by the power program and the slope retained for the transients.
  • the model determines the difference ATmoy between Tmoy and the mean reference temperature Tref.
  • the model sets the value of Tmean at the limit of the dead band and determines that it is necessary to move the control groups . It calculates a value of APbank according to ATmoy, allowing to reach the criticality.
  • the reference temperature values and the width of the temperature dead band as a function of reactor power are predetermined values, recorded in the model, or are provided by the instrumentation and control system 53.
  • This model thus simulates the operation of the temperature loop 59.
  • ACpn is obtained by integrating the quantities of neutron poison and/or water injected into the primary heat transfer fluid.
  • Mt total mass of water in the primary circuit for example 260 tonnes for an N4 unit
  • a delay is considered to assess the effect of the injection of demineralised water or neutron poison.
  • the value of Qp i.e. the primary coolant flow rate in the core, is a predetermined value.
  • step S30 Before the first iteration of step S30, that is to say immediately after the step of acquiring the current values of the operating parameters, the initial state of the predictive model of the heart is adjusted by using the current values of the parameters acquired operations.
  • the values of the power released P by the heart and of Tmoy are used to set Ti at T7.
  • the values of the power P released by the core and of the axial offset are used to determine the values of m to n 6 .
  • the position value of the cgroups is used to directly set the starting value of Pbank.
  • the equations are balanced in the model by adjusting the different reactivity terms, so that the time evolution of the neutron densities is zero.
  • the predictive core model calculates for each level of the core the evolution over time, over the determined time interval, of the neutron concentration n,, of the temperature T, and of the xenon concentration Xe, .
  • the model reconstructs the evolution of more global parameters such as the average temperature Tmoy, and the parameter R characterizing the neutron distribution in the core, for example the axial offset AO.
  • the model also determines the evolution of the position of the Pbank groups and the concentration of neutron poison Cpn, as described above.
  • the evolution of the power P emitted by the core follows the power program during the determined time interval, taking into account the slope retained for the power variations.
  • Step S30 further includes a sub-step S33 for evaluating a cost function, using the evolution of the characteristic quantity(s) determined in sub-step S32.
  • the cost function characterizes an evolution of a difference 5R between the parameter characterizing the distribution R of the neutron flux in the core, typically the axial offset, and a reference value Rref, over said determined time interval.
  • Rref is a predetermined value, depending on the reactor power.
  • the reference value Rref is entered manually by the operator. As a variant, it is recovered in the instrumentation and control system 53. Indeed, this system comprises a reference curve directly giving the reference value as a function of the current reactor power.
  • Rref is taken constant over the determined time interval or variable according to the power program.
  • the cost function is chosen to minimize the differences between the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core and the reference value.
  • K can be assigned to the constant K depending on whether it is at the start of the cycle for the assemblies loaded in the reactor core, or at the end of the cycle. For example, if the parameter characterizing the neutron flux distribution in the core is the axial offset AO, the value retained for K is -2% AO/°C at the start of the cycle, -6% AO/°C at 80% of the cycle.
  • the advantage of this second function is to allow the determination of the optimal injection sequence even when Tmoy remains inside its dead band. Indeed, in this case, the groups of control rods are not moved and the value of the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core does not change.
  • the first cost function considered, in such a situation is constant regardless of the values of Q pn and Q w injected.
  • the second cost function varies and makes it possible to discriminate between the different injection sequences considered.
  • the second function therefore makes it possible to take into account the variations of the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core induced by the variations of Tmoy in its dead band.
  • Step S30 then includes a sub-step S34 consisting in determining whether a convergence criterion of the cost function is satisfied. As illustrated in FIG. 2, if this convergence criterion is not satisfied, the sub-steps S31, S32 and S33 are repeated, with a new neutron poison and/or water injection sequence.
  • the neutron poison and/or water injection sequence in the primary liquid is generated for the new iteration by considering the results obtained at the previous iteration.
  • the injection sequence for the new iteration is generated using a gradient descent algorithm, typically with an optimization method known as the primal dual interior points method.
  • step S40 is performed.
  • the optimum injection sequence that is to say the one making it possible to reach the convergence criterion, is communicated to the operator.
  • the injection sequence and the evolution of the characteristic quantities of the state of the heart during the determined time interval are displayed on a screen of the user interface, as represented in figure 3.
  • the convergence criterion includes at least the fact that the cost function reaches an extremum.
  • this extremum is a minimum.
  • the difference between the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the body and the reference value must be minimum over said determined time interval.
  • the convergence criterion may provide that one or more of the following constraints are satisfied:
  • the first constraint translates the fact that the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core, typically the axial offset AO, must not exceed limits around its reference value Rref during the determined time interval.
  • This criterion can be expressed by the following equation:
  • the limit is defined by the normal operating conditions of the nuclear reactor.
  • the limit imposed on the quantity of neutron poison injected per unit time typically corresponds to the maximum volume flow likely to be delivered by unit 31.
  • the limit imposed on the quantity of water injected per unit of time also corresponds to the maximum volume flow likely to be delivered by unit 39.
  • steps S20 and S30 are repeated with a period T of less than sixty minutes, preferably less than twenty minutes, and for example equal to ten minutes.
  • the method makes it possible to provide the operator with an optimum injection sequence, repeatedly with a short period.
  • This injection sequence is reset to the current values of the reactor operating parameters.
  • the period T is less than or equal to the duration of an operation of the injection sequence.
  • the period T is a parameter adjustable by the operator of the nuclear reactor.
  • the minimum value of T corresponds to the duration for executing steps S20 and
  • the period T is substantially equal to the duration of an operation of the injection sequence.
  • the operator launches the execution of steps S20 and S30 at t0. It implements between t0 and t0+T the setpoint determined in the previous iteration for the first operation of the optimum injection sequence.
  • the operator receives the result of the new calculation, i.e. the new optimum injection sequence towards the end of the current injection operation, i.e. a little before t0+T . Between t0+T and t0+2T, it implements the recommendations received for the first operation of the new optimum injection sequence, and so on.
  • the period T is less than the duration of an operation of the injection sequence.
  • DI duration of an operation of the injection sequence.
  • This variant is chosen when the calculation time for executing steps S20 and S30 is short.
  • the calculation time can be less than 1 minute.
  • the operator implements between t0 and t0+DI the setpoint determined at the previous iteration (between t0-DI and t0) for the first operation of the optimum injection sequence.
  • the operator launches the execution of steps S20 and S30 at t0. These steps are repeated several times between t0 and t0+DI.
  • the operator retains the result of the last calculation, i.e. the optimum injection sequence received towards the end of the injection operation in progress, a little before t0+DI.
  • t0+DI and t0+2DI it implements the recommendations received for the first operation of the new optimum injection sequence, and so on.
  • step S30 includes a sub-step S35 for determining an optimum slope for the evolution of the power as a function of time, during the power variation from the first power to the second power.
  • This sub-step S35 is performed immediately before sub-step S31, as illustrated in Figure 4.
  • the optimum slope that will be determined is the maximum feasible slope without the operator taking the risk of triggering an alarm or protection of the nuclear reactor.
  • Sub-step S35 includes the following operations:
  • slope values tested are the typical slope values for a nuclear reactor under the circumstances considered. These slope values are well known. They vary for example between 0.5 and 10%, typically between 0.1 and 5%, depending on the situation.
  • the slope values are constant throughout the duration of the power variation.
  • the slope values are variable during the transient. For example, different slope values can be chosen for different portions of the transient. Thus, a slope value can be chosen for the 80%PN-90%PN portion, another for the 90%PN-100%PN portion, etc.
  • Operation S351 is performed with the predictive model of the heart already readjusted using the current values acquired in step S20.
  • the calculation horizon here corresponds to the entire duration necessary to pass from the first power to the second power, taking into account the slope considered.
  • the cost function used for operation S352 is the one described above.
  • the slope value considered as optimum is that for which the cost function is minimum or maximum, depending on the cost function retained.
  • the slope value considered as optimum is that minimizing the cost function.
  • the optimum slope value is that which not only minimizes or maximizes the cost function, but also respects one or more operational constraints. These operational constraints are those listed above.
  • the slope value retained for the power variation is communicated to the operator at step S40.
  • the slope value retained corresponds to the optimum slope determined minus a safety factor.
  • the safety factor is for example 30%.
  • step S32 the evolution of the power of the core considered to carry out the simulations is determined by using the retained slope value, determined in sub-step S35.
  • This slope is considered to be constant throughout the power transient. It is only modified if a new power program is proposed by the operator. Alternatively, as indicated above, the slope is variable during the transient.
  • sub-step S35 is not implemented. In this case, it is the operator who sets the slope at which the power transient will be carried out from the first power to the second power. It is this value which will be considered for each iteration of sub-step S32.
  • An optimum slope is determined or fixed for each variation in reactor power of the power program.
  • FIGS. 5 to 8 illustrate the results obtained by implementing the piloting method of the invention.
  • the core is loaded with fresh fuel assemblies, with a substantially zero burnout rate and a boron concentration of around 1200 ppm in the primary coolant.
  • the simulation is performed for a core at 80% of its cycle, and a boron concentration of around 200 ppm.
  • the power program considered is illustrated in figure 5 and in figure 7.
  • the nuclear reactor operates in load following mode and follows a classic cycle in which the reactor power is first reduced from 100% of the nominal power to 50% nominal power, then increased to 100% of nominal power. A gap of eight hours separates the start of the load drop from the start of the load increase.
  • the method of the invention indicates that a slope of 1.6% of the nominal power per minute is retained for the drop in load, and of 1% of the nominal power per minute for the ascent.
  • Figure 5 shows the evolution of the axial offset in the reactor core when the optimum injection sequences are applied.
  • Figure 6 shows the difference between Tmoy and Tref when the optimum injection sequences are applied.
  • Figure 5 also shows the axial offset reference value (horizontal line in the center of the figure), as well as the limits of the axial offset dead band (horizontal line in dashed lines at the top and bottom of the figure 5).
  • the limits in this non-limiting example, have been taken at 5%.
  • FIG. 6 the limits of the temperature deadband T mean are shown in broken lines at the top and bottom of the figure.
  • Figure 6 clearly shows that Tmoy remains in its dead band, and only comes out of it occasionally, during power transients, due to temperature regulation.
  • Figures 7 and 8 are similar to Figures 5 and 6.
  • the slopes adopted according to the method of the invention are 1.6% of the nominal power per minute for the load drop, and 0.3% of the nominal power per minute for the ascent.
  • Figure 7 shows that the axial offset temporarily leaves its dead band, at the end of the load drop.
  • this does not call into question the feasibility of this load transient, because this exit from the dead band is of short duration. Tmoy also comes out of its dead band from time to time, especially when the load drops.
  • the steering assembly 63 which will now be detailed is particularly suitable for implementing the steering method described above.
  • control unit 63 comprises a user interface 65, configured so that an operator informs the power program to be supplied by the nuclear reactor.
  • the power program includes at least one power variation from a first power to a second power.
  • the power program is as described above for the control method.
  • the user interface 65 is of any suitable type. For example, it comprises a keyboard and a screen, connected to a computer.
  • Assembly 63 also includes a unit 67 for acquiring current values of a plurality of operating parameters of the nuclear reactor.
  • This unit 67 is a computer, or part of a computer.
  • the acquisition unit 67 recovers the current values of the operating parameters in the instrumentation and control system 53.
  • the plurality of operating parameters of the nuclear reactor comprises at least one parameter characterizing the power P supplied by the core of the reactor, and one parameter R characterizing the distribution of the neutron fluid in the core.
  • the operating parameters acquired by unit 67 are those described above for the control process.
  • the steering assembly 63 further includes a calculation unit 69.
  • the calculation unit 69 comprises a predictive model 71 of the core of the reactor, a module 73 configured to calculate a cost function, and an optimization algorithm 75.
  • the unit 67 is for example integrated into the calculation unit 69.
  • the optimization algorithm 75 is programmed to generate a neutron poison and/or water injection sequence in the primary liquid covering a determined time interval.
  • the sequence of injection of neutron poison and/or water into the primary liquid comprises a plurality of injection operations, each operation being characterized by an operation quantity and duration.
  • the injection sequence is as described above for the piloting process.
  • the predictive model of the core of the reactor 71 is programmed to calculate an evolution of at least one quantity characteristic of the state of the core of the nuclear reactor during the determined time interval, by using the acquired power program, the current values of the operating parameters acquired and the injection sequence considered.
  • This predictive model 71 is the one described above.
  • the predictive model 71 considers the portion of the power program corresponding to the time interval covered by the injection sequence.
  • the at least one quantity characteristic of the state of the heart calculated by the predictive model 71 depends among other things on the chosen cost function. Typically, it includes at least the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core, for example the axial offset AO.
  • the characteristic quantities of the state of the core calculated by the predictive model 71 are those described above for the control method.
  • the cost function calculated by the module 73 characterizes for example a change in a difference between said parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core and a reference value over the determined time interval.
  • the cost function is typically as described above for the steering method. Other cost functions can be considered, as described below.
  • the module 73 uses to calculate the cost function the evolution calculated by the predictive model 71.
  • the optimization algorithm 75 is programmed to, iteratively, generate an injection sequence, have the evolution of the at least one corresponding characteristic quantity calculated by the predictive model of the heart 71, have the cost function evaluated corresponding by the cost module 73, until a convergence criterion of the cost function is satisfied.
  • the convergence criterion includes for example reaching the extremum of the cost function.
  • this extremum is a minimum.
  • the convergence criterion may provide that one or more of the following constraints are satisfied: - the difference between the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core and the reference value during said determined time interval remains constantly below a determined limit;
  • the convergence criterion, in particular the constraints, are as described above for the piloting process.
  • the calculation unit 69 also includes a slope module 77 programmed to determine an optimum slope for the evolution of the reactor power as a function of time during the power variation from the first power to the second power.
  • a slope module 77 programmed to determine an optimum slope for the evolution of the reactor power as a function of time during the power variation from the first power to the second power.
  • the slope module 77 is programmed for:
  • the predictive model of the heart 71 calculate the evolution of at least one quantity characteristic of the state of the heart of the nuclear reactor during said power variation, for several slope values, the injection of neutron poison or d water per unit of time being considered constantly equal to the maximum possible;
  • the slope retained by the predictive model 71 to determine the optimum injection sequence is the optimum slope, minus possibly a safety factor. It is also recommended for the operator.
  • This optimum slope is the fastest slope that can be obtained taking into account the existing constraints for the reactor.
  • the calculation unit 69 does not include the slope module 77.
  • the slope to be used by the predictive model 71 is then fixed by the operator, and entered using the user interface 65.
  • the slope module 77 preferably determines the optimum slope as described for the steering method.
  • Set 63 is also configured to display:
  • the optimum neutron poison and/or water injection sequence i.e. the one for which the convergence criterion of the cost function has been reached;
  • This information is typically displayed on user interface 65.
  • Figure 4 shows an example screen of user interface 65 at time t0.
  • the upper part of the screen indicates the injection instructions.
  • the injection instructions located above the horizontal line are neutron poison injection instructions, those below the horizontal line are water injection instructions.
  • the lower part of figure 4 illustrates the evolution of one of the characteristic parameters of the state of the heart, as a function of time.
  • One or more parameters can be displayed. As indicated above, this or these parameters are chosen from among the parameter R characterizing the distribution of the neutron flux in the core, the average temperature of the primary coolant fluid Tmoy, the power of the core P, the position of the control groups Pbank, the concentration xenon Xe, or the concentration of neutron poison in the primary coolant Cpn.
  • FIG. 4 illustrates a situation where a new injection sequence is determined with the assembly 63 every ten minutes, this sequence comprising six injection operations lasting ten minutes each, therefore covering a time interval of one o'clock.
  • the upper part of the screen shows the optimum injection sequence calculated using the operating parameters acquired at t0.
  • the lower part of the screen shows the evolution of the characteristic parameters of the state of the heart calculated for the optimum injection sequence.
  • the figure shows the injection calculated at the previous iteration, i.e. calculated on the basis of the operating parameters acquired at t0-10 min.
  • Figure 4 shows between t0-10 min and t0 the injection actually performed by the operator, and the evolution of the parameter characterizing the state of the heart actually measured, using instrumentation 55.
  • step S10 of the control method is carried out manually by the operator, who enters the power program on the user interface 65.
  • Step S20 is performed by acquisition unit 67.
  • Step S30 is performed by the calculation unit 69.
  • Sub-step S31 is performed by optimization algorithm 75.
  • Sub-step S32 is executed by the predictive heart model 71.
  • Sub-step S33 is executed by cost function 73.
  • Sub-step S34 is executed by optimization algorithm 75.
  • Sub-step S35 is executed by slope module 77.
  • Step S40 is typically performed on user interface 65.
  • control unit 63 provides the operator with the optimum neutron poison and/or water injection sequence determined for the time interval considered, possibly accompanied by the slope retained to carry out the power variation.
  • the operator drives units 31 and 39 directly, depending on the optimum injection sequence provided by unit 63.
  • valves 37 and 47 controls valves 37 and 47, and pumps 35 and 45.
  • the cost function is different from that described above.
  • the predictive model of the core does not take into account any dead band around the reference temperature Tref.
  • a displacement of the groups of control bars is determined as soon as Tmoy deviates from Tref.

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Abstract

Le procédé de pilotage comprend les étapes suivantes : S20/ acquisition de valeurs courantes de paramètres opératoires du réacteur; S30/ de manière itérative, mise en œuvre des sous-étapes suivantes : S31/ génération d'une séquence d'injection de poison neutronique et/ou d'eau S32/ calcul d'une évolution d'au moins une grandeur caractéristique de l'état du cœur (3) du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant un programme de puissance, des valeurs courantes de paramètres opératoires et la séquence d'injection considérée, l'évolution étant calculée à l'aide d'un modèle prédictif du cœur du réacteur; S33/ évaluation d'une fonction de coût, en utilisant l'évolution calculée; les sous-étapes S31/ à S33/ étant répétées jusqu'à ce qu'un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait; les étapes S20/ et S30 étant répétées avec une période inférieure à 60 minutes.

Description

TITRE : Procédé et ensemble de pilotage d’un réacteur nucléaire, réacteur nucléaire équipé d’un tel ensemble
L’invention concerne en général le pilotage des réacteurs nucléaires, notamment pendant les transitoires de puissance.
Ces dernières années, des équipements de production d’électricité renouvelable ont été raccordés en nombre au réseau de distribution électrique. En conséquence, les prix de l’électricité peuvent être inférieurs à zéro sur le marché lorsque la production d’électricité solaire ou éolienne est importante.
Un prix de marché de l’électricité inférieur à zéro devrait pousser les exploitants de réacteurs nucléaires à baisser rapidement la puissance électrique produite par le réacteur. Une remontée à puissance élevée est en revanche souhaitée lorsque les prix de l’électricité redeviennent positifs.
La majeure partie des réacteurs nucléaires de type PWR (Réacteur à Eau Pressurisée ou REP en français) dans le monde sont exploités selon un mode désigné généralement comme étant le mode A. Ces réacteurs sont conçus pour un fonctionnement en base, c’est-à-dire à une puissance électrique élevée et sensiblement constante. Les variations de puissance sont délicates à réaliser pour les réacteurs fonctionnant en mode A, et nécessitent de la part des opérateurs des actions précises, de manière à éviter le déclenchement d’alarmes ou de protections.
De ce fait, de nombreux exploitants laissent leur réacteur nucléaire constamment en fonctionnement en base, même lorsque les prix de l’électricité deviennent négatifs.
Il est possible d’améliorer la situation en utilisant des outils de simulation, de manière à préparer et vérifier la faisabilité d’un transitoire de puissance. Les outils de simulation les plus avancés sont les CMS en ligne ( Core Monitoring System, ou système de surveillance du cœur).
Ces outils sont basés sur des codes neutroniques 3D, qui offrent une excellente précision.
Ces outils présentent toutefois le défaut d’être lents. Par ailleurs, même si les codes de calcul sont précis, la trajectoire réelle dérive inévitablement par rapport à la trajectoire théorique, du fait des lacunes des modèles et des aléas dans l’application des commandes par les opérateurs.
Il est possible également de modifier les réacteurs nucléaires pour passer du mode de pilotage A à un mode de pilotage plus flexible, par exemple les modes G, X, T ou ALFC. Toutefois, ce changement de mode d’exploitation est très coûteux et ne peut pas être mis en place rapidement. En effet, cette solution nécessite une modification complète du système d’instrumentation et de conduite du réacteur nucléaire, et notamment le remplacement complet des algorithmes de pilotage et des interfaces avec les capteurs et les actionneurs.
Cette solution nécessite en outre, dans certains cas, le remplacement de grappes de contrôle.
Par ailleurs, le domaine de fonctionnement du réacteur est modifié, de telle sorte que les études de sûreté doivent être reprises, et qu’une nouvelle autorisation d’exploitation doit être demandée.
Une troisième possibilité est de passer du mode A à un procédé d’exploitation de type RMOSC. Ce procédé est protégé par la demande de brevet déposée sous le numéro PCT/EP2019/052543, au nom de la déposante.
Ce procédé met en œuvre un moyen de contrôle du cœur avec deux régulateurs en cascade, un superviseur utilisant un algorithme de commande prédictive, et un régulateur multi-objectif.
Cette solution est un peu moins coûteuse que le passage du mode A au mode G, X, T ou ALFC. Il est en effet possible d’adapter le RMOSC pour ne pas modifier le domaine de fonctionnement du réacteur nucléaire. Elle reste néanmoins onéreuse, du fait qu’elle nécessite une modification importante du système d’instrumentation et de contrôle.
Ainsi, il existe un besoin pour une solution technique peu coûteuse, susceptible d’être mise en place rapidement, et permettant d’augmenter la flexibilité de réacteurs nucléaires.
Dans ce contexte, l’invention porte selon un premier aspect sur un procédé de pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire ayant un cœur comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire, un circuit primaire de refroidissement du cœur dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, une unité permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, et une unité prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire, le procédé comprenant les étapes suivantes :
S10/ acquisition d’un programme de puissance réacteur à fournir par le réacteur nucléaire, ce programme comprenant au moins une variation de puissance réacteur depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance ;
S20/ acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire, comprenant au moins un paramètre caractérisant une puissance cœur fournie par le cœur du réacteur et un paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur ;
S30/ de manière itérative, mise en œuvre des sous-étapes suivantes :
S31/ génération d’une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé,
S32/ calcul d’une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur (3) du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée, l’évolution étant calculée à l’aide d’un modèle prédictif du cœur du réacteur ;
S33/ évaluation d’une fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée ; les sous-étapes S31/ à S33/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait ;
S40/ communication à un opérateur de la séquence d’injection optimum, c’est-à-dire permettant d’atteindre le critère de convergence, l’opérateur pilotant les unité d’injection de poison neutronique et d’eau en fonction de la séquence d’injection optimum ; les étapes S20/ et S30 étant répétées avec une période inférieure à 60 minutes.
Ce procédé permet de déterminer rapidement une séquence optimum d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le fluide caloporteur primaire, permettant aux opérateurs d’effectuer en confiance le transitoire de puissance.
Un point clé est que la séquence d’injection est déterminée de manière répétée, avec une période inférieure à 60 minutes, par exemple de l’ordre de dix minutes.
La séquence d’injection est donc mise à jour périodiquement en s’appuyant sur les valeurs acquises des paramètres opératoires du réacteur nucléaire, par exemple toutes les dix minutes.
Seule le début de la séquence d’injection est mise en œuvre avant un nouveau recalage.
Ceci permet de limiter l’impact des incertitudes sur les résultats de calculs fournis par le modèle prédictif du cœur du réacteur. Ceci permet également de limiter la dérive au cas où l’opérateur n’applique pas strictement la séquence d’injection calculée à la précédente itération.
La convergence d’une fonction de coût construite à l’aide de prédictions obtenues par simulation du réacteur nucléaire permet de déterminer la meilleure séquence d’injection et donc la meilleure trajectoire pour effectuer le transitoire de puissance. Ceci permet à l’opérateur de réaliser ce transitoire sans avoir à craindre d’atteindre des situations conduisant au déclenchement d’une alarme ou d’une protection du réacteur nucléaire.
Le procédé de pilotage peut en outre présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles :
- l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur calculée à l’étape S30/ comprend ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur,
- la fonction de coût caractérise une évolution d’un écart entre ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence sur ledit intervalle de temps déterminé,
- le critère de convergence comprend atteindre un extremum de la fonction de coût,
- le critère de convergence comprend satisfaire au moins une contrainte choisie dans la liste suivante :
- un écart entre ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence pendant ledit intervalle de temps déterminé reste constamment inférieur à une limite déterminée ;
- une quantité de poison neutronique injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieur à une limite déterminée ;
- une quantité d’eau injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieur à une limite déterminée.
- à la sous-étape S31/ la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire est générée en considérant les résultats obtenus à l’itération précédente, par un algorithme à descente de gradient,
- l’étape S30/ comprend une sous-étape S35/ de détermination d’une pente optimum pour une évolution de la puissance en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance, la sous-étape S35/ comprenant les opérations suivantes :
-S351/ calcul d’une évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance à l’aide du modèle prédictif du cœur du réacteur, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ; S352/ évaluation de la fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ;
S353/ choix de la valeur de pente minimisant la fonction de coût,
- le modèle prédictif du cœur du réacteur est non linéaire. - le modèle prédictif du cœur du réacteur comprend plusieurs sous-modèles, chaque sous-modèle modélisant un niveau du cœur du réacteur nucléaire et comprenant au moins une équation décrivant une cinétique d’une densité de neutrons audit niveau et une équation décrivant une température du fluide caloporteur primaire audit niveau, le modèle comprenant en outre des équations décrivant des échanges de neutrons entre les niveaux et des équations caractérisant une réactivité à chaque niveau.
- les équations caractérisant la réactivité à chaque niveau prennent en compte un ou plusieurs des effets suivants :
- effet dû à une variation de la température du fluide caloporteur primaire audit niveau ;
- effet dû à une variation de la puissance fournie par le cœur audit niveau ;
- effet dû aux déplacements de groupes de barres de contrôle ;
- effet dû à une variation de la concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ;
- effet dû à une variation de la concentration en xénon dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau.
- la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire comprend une pluralité d’opérations d’injection, chaque opération étant caractérisée par une quantité et une durée d’opération, le nombre d’opération dans la séquence d’injection étant compris entre 2 et 12, la durée d’opération étant comprise entre 2 minutes et 60 minutes.
- la période T est inférieure ou sensiblement égale à la durée d’une opération de la séquence d’injection.
- l’intervalle de temps déterminé a une durée totale comprise entre 10 minutes et une durée du programme de puissance.
Selon un second aspect, l’invention porte sur un ensemble de pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire ayant un cœur comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire, un circuit primaire de refroidissement du cœur dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, une unité permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, et une unité prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire, les unités d’injection de poison neutronique et d’eau étant pilotées par un opérateur, l’ensemble de pilotage comprenant : a / une interface utilisateur, configurée pour qu’un utilisateur renseigne un programme de puissance à fournir par le réacteur nucléaire, ce programme comprenant au moins une variation de puissance depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance ; b / une unité d’acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire, comprenant au moins un paramètre caractérisant une puissance fournie par le cœur du réacteur et un paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur ; c/ un organe de calcul comportant :
- un algorithme d’optimisation, programmé pour générer une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé,
- un modèle prédictif du cœur du réacteur, programmé pour calculer une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée;
- un module de coût configuré pour calculer une fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée par le modèle prédictif ; l’algorithme d’optimisation étant programmé pour, de manière itérative, générer une séquence d’injection, faire calculer l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique correspondante par le modèle prédictif du cœur, faire évaluer la fonction de coût correspondante par le module de coût, jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait ; l’ensemble est également configurée pour afficher la séquence d’injection optimum, c’est- à-dire celle pour lequel le critère de convergence de la fonction de coût a été atteint, sur l’interface utilisateur, pour que la séquence d’injection optimum soit mise en œuvre par l’opérateur .
Avantageusement, l’ensemble de pilotage est tel que l’organe de calcul comprend un module de pente programmé pour déterminer une pente optimum pour une évolution de la puissance réacteur en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance, ledit module étant programmé pour :
- faire calculer par le modèle prédictif du cœur l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ;
-faire évaluer par le module de coût les fonctions de coût correspondant à chaque valeur de pente, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ;
- choisir la valeur de pente minimisant la fonction de coût.
Selon un troisième aspect, l’invention porte sur un réacteur nucléaire comportant un cœur comprenant une pluralité d’assemblages de combustibles nucléaires, un circuit primaire de refroidissement du cœur dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, une unité permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, une unité prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire, et un ensemble de pilotage ayant les caractéristiques ci-dessus, les unités d’injection de poison neutronique et d’eau étant pilotées par un opérateur.
D’autres caractéristiques et avantages de l’invention ressortiront de la description détaillée qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, parmi lesquelles : la figure 1 est une représentation schématique d’un réacteur nucléaire raccordé au réseau de distribution électrique, équipé du de l’ensemble de pilotage de l’invention ; la figure 2 est un diagramme d’étape illustrant le procédé de l’invention ; la figure 3 est une représentation schématique du modèle prédictif du cœur du réacteur utilisé dans le procédé de la figure 2 ; la figure 4 est une représentation schématique illustrant la séquence d’injection et l’évolution des paramètres calculée selon le procédé de l’invention ;r la figure 5 est une représentation graphique de l’évolution du déséquilibre axial de puissance (axial offset AO en anglais) obtenue quand la méthode de l’invention est mise en œuvre, pour un programme de puissance comportant successivement une baisse de puissance suivie d’une remontée en puissance, en début de cycle ; la figure 6 est une représentation graphique similaire à celle de la figure 5, montrant l’évolution dans le temps de l’écart entre la température moyenne du fluide caloporteur primaire dans le cœur Tmoy et la température de référence Tref, pour le même scénario que la figure 5 ; les figures 7 et 8 sont des représentations graphiques similaires à celles des figures 5 et 6, pour le même scénario, en fin de cycle ; et la figure 9 est une représentation schématique simplifiée des différents modules constituant l’ensemble de pilotage équipant le réacteur de la figure 1 .
Le réacteur 1 représenté sur la figure 1 comporte, de manière classique, un cœur 3, comprenant lui-même une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire 5.
Le réacteur nucléaire 1 comporte également un circuit primaire 7, prévu pour le refroidissement du cœur 3, dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique.
Typiquement, ce circuit primaire comporte plusieurs boucles, chaque boucle ayant un générateur de vapeur 9 et une pompe primaire 11.
Le réacteur nucléaire comporte encore un circuit secondaire 13, dans lequel circule un fluide caloporteur secondaire. Le fluide caloporteur secondaire est vaporisé dans le générateur de vapeur 9, sous l’effet de la chaleur cédée par le fluide caloporteur primaire.
Le circuit secondaire 13 comporte au moins une turbine 15, un condenseur 17, un réservoir d’alimentation 19, et des pompes secondaires 21, 23. Le fluide caloporteur secondaire sous forme de vapeur circule du générateur de vapeur 9 jusqu’à la turbine 15 puis est condensé dans le condenseur 17. Il est ensuite retourné sous forme liquide dans le générateur de vapeur 9.
Une vanne 25 est intercalée sur la ligne vapeur raccordant le générateur de vapeur 9 à la turbine 15, et permet de régler le débit de vapeur alimentant celle-ci.
La turbine 15 entraine mécaniquement un alternateur 27.
L’électricité générée par l’alternateur 27 alimente un réseau de distribution électrique 29.
Le réacteur nucléaire 1 comporte encore une unité 31 permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire. Le poison neutronique est typiquement du bore.
Une cuve 32 contenant une solution concentrée de poison neutronique, par exemple d’acide borique, est raccordée au circuit primaire 7 par l’intermédiaire du conduit 33. Une pompe 35 et une vanne 37 sont intercalées sur le conduit 33. L’unité 31 permet sélectivement d’augmenter la concentration de poison neutronique dans le liquide primaire.
Le réacteur nucléaire comporte encore une unité 39 prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire.
L’unité 39 comporte une cuve 41 raccordée par une ligne 43 au circuit primaire 7. Une pompe 45 et une vanne 47 sont intercalées dans la ligne 43.
L’eau est typiquement de l’eau déminéralisée pure.
L’unité 39 est prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire 7, ce qui a pour conséquence de diminuer la concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire.
De manière classique, le réacteur nucléaire 1 comporte encore des groupes 49 de barres de contrôle et un mécanisme 51 susceptible de sélectivement insérer ou extraire les groupes de barres de contrôle 49 dans le cœur 3 du réacteur nucléaire.
Les barres de contrôle sont dans un matériau absorbant les neutrons.
Les groupes de barres de contrôle sont 49 déplacés de manière à sélectivement modifier la réactivité à l’intérieur du cœur 3.
Le réacteur nucléaire 1 comporte également un système d’instrumentation et de contrôle 53.
Ce système d’instrumentation et de contrôle 53 comporte une instrumentation 55 permettant de mesurer directement ou de déterminer une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire. Ces paramètres opératoires comprennent au moins les paramètres suivants :
- puissance fournie par la turbine 15 ; - température du fluide caloporteur primaire à l’entrée et à la sortie du cœur 3 ;
- position des groupes de barres de contrôle 49 ;
- puissance fournie par le cœur 3 du réacteur nucléaire ;
- répartition du flux neutronique dans le cœur 3.
L’instrumentation 55 comporte notamment des détecteurs de neutrons, placés à l’extérieur du cœur 3, et répartis sur toute la hauteur du cœur. Ces détecteurs sont connus sous le nom de chambres ex-core.
La puissance fournie par le cœur est par exemple obtenue par le calcul, sur la base des informations fournies par les détecteurs mesurant les flux neutroniques à l’extérieur du cœur.
En variante, la puissance fournie par le cœur est déterminée en utilisant la mesure de la puissance fournie par la turbine.
Le paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est par exemple la distribution axiale de puissance, ou axial offset AO. L’axial offset est calculé en utilisant la formule suivante :
AO = (0h-0b)/(0h+0b) où 0h est le flux neutronique de la moitié supérieure du cœur, et 0b le flux neutronique de la moitié inférieure du cœur.
Les flux neutroniques des moitiés supérieure et inférieure du cœur sont typiquement obtenus par les détecteurs neutroniques placés à l’extérieur du cœur 3. En variante, ils sont obtenus par des sondes placées dans le cœur 3, appelées sondes in-core.
En variante, le paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est FIi-Fό, ou tout autre paramètre adapté.
Avantageusement, le débit courant de poison neutronique et le débit courant d’eau injecté dans le fluide caloporteur primaire sont également mesurés ou déterminés.
L’ensemble d’instrumentation et de contrôle 53 comporte encore un dispositif de contrôle 57 configuré pour réguler un certain nombre de paramètres opératoires du réacteur nucléaire.
Le dispositif de contrôle 57 comprend au moins une boucle 59 de contrôle de la température du fluide caloporteur primaire. La boucle 59 reçoit en entrée la température moyenne courante Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur 3 du réacteur.
Cette valeur correspond par exemple à la moyenne de la température mesurée à l’entrée du réacteur de la température mesurée à la sortie du cœur.
Dans les réacteurs nucléaires fonctionnant selon le mode A, la température moyenne du fluide caloporteur primaire Tmoy dans le cœur est contrôlée en déplaçant des groupes de barres de contrôle 49. Quatre groupes de barres, appelés groupes A, B, C, D, peuvent être déplacés pour contrôler la température Tmoy.
Le dispositif de contrôle 57 comporte également une boucle 61 de contrôle de la puissance fournie par la turbine 15.
La boucle 61 reçoit en entrée la valeur de la puissance fournie par la turbine 15. La boucle 61 reçoit également une consigne de puissance turbine et une consigne de pente pour une éventuelle variation de la puissance turbine.
Les consignes de puissance et de pente sont typiquement fixées par l’opérateur du réacteur nucléaire.
La boucle 61 pilote la vanne 25 intercalée sur la ligne vapeur du circuit secondaire 13, en fonction des consignes de puissance et de pente, et en fonction de la valeur courante de la puissance turbine.
Par ailleurs, l’opérateur pilote directement les unités d’injection de poison neutronique et d’eau 31 et 39.
Il fixe la quantité de poison neutronique injectée par unité de temps dans le fluide caloporteur primaire et la quantité d’eau injectée par unité de temps dans le fluide caloporteur primaire. Typiquement, il fixe le débit volumique de la solution de poison neutronique injecté, et le débit volumique d’eau injecté.
L’invention est particulièrement adaptée au cas où le réacteur nucléaire doit suivre un programme de puissance comprenant au moins une variation de puissance, appelée aussi transitoire, depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance.
Ceci est le cas notamment quand le réacteur nucléaire 1 doit fonctionner en suivi de charge.
Typiquement, le programme de puissance dans ce cas est fourni à l’opérateur de la centrale nucléaire par le responsable de la gestion du réseau de transport d’électricité 29.
Dans les réacteurs nucléaires fonctionnant selon le mode A, la température moyenne du fluide caloporteur primaire Tmoy dans le cœur est contrôlée en déplaçant des groupes de barres de contrôle 49.
Quand le réacteur nucléaire fonctionne en suivi de charge, seul le groupe D est déplacé par la boucle 59, pour éviter une perturbation excessive de la répartition du flux neutronique dans le cœur.
Les variations du niveau de puissance fournie par le réacteur nucléaire sont réalisées en ajustant la concentration du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire. Cela est effectué en injectant du poison neutronique ou de l’eau dans le circuit primaire 7, à l’aide des unités 31 et 39. Un tel contrôle de la puissance fournie par le réacteur nucléaire en ajustant la concentration de poison neutronique est de plus en plus lent au fur et à mesure que l’épuisement du combustible nucléaire avance. Théoriquement, la pente maximale de variation de charge est de 1 ,5% de la puissance nominale par minute en début de cycle, et de 0,10% de la puissance nominale par minute à 90% du cycle. De plus, ces ajustements de puissance sont délicats à réaliser du fait qu’ils demandent un contrôle très précis des quantités de poison neutronique injectées dans le circuit primaire.
Par comparaison, la pente maximale possible en mode G ou en mode T est de 5% de la puissance nominale par minute jusqu’à 80% du cycle.
L’invention vise à surmonter ces difficultés en ajoutant dans le réacteur nucléaire un ensemble de pilotage 63 qui va fournir à l’opérateur une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire, spécialement adaptée pour le programme de puissance à fournir. Eventuellement, l’ensemble de pilotage 63 fournit également une pente recommandée pour la ou chaque variation de puissance à effectuer au cours du programme de puissance.
L’ensemble de pilotage 63 est prévu pour mettre en œuvre le procédé de pilotage du réacteur nucléaire qui va maintenant être décrit.
Le procédé de pilotage comprend, comme illustré sur la figure 2, une étape S10 d’acquisition d’un programme de puissance réacteur à fournir par le réacteur nucléaire. Ce programme comprend au moins une variation de puissance réacteur depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance.
La puissance réacteur correspond typiquement à la puissance mécanique fournie par la turbine.
La variation de puissance réacteur est typiquement d’amplitude non nulle.
En d’autres termes, le procédé de pilotage est particulièrement adapté au cas d’un réacteur nucléaire suivant un programme de puissance ayant un transitoire de puissance.
Ceci est le cas quand le réacteur nucléaire fonctionne en suivi de charge, comme décrit plus haut.
Le programme de puissance à suivre est dans ce cas typiquement fourni par le gestionnaire du réseau de distribution d’électricité 29, comme décrit plus haut.
Le procédé de pilotage est également adapté pour des réacteurs ne fonctionnant pas en suivi de charge mais devant gérer des transitoires de puissance significatifs.
La variation de puissance réacteur est typiquement de plusieurs dizaines de pourcent de la puissance nominale du réacteur. Toutefois, le procédé de pilotage s’applique également à des variations de puissance de petites amplitudes, par exemple quand le réacteur fonctionne en téléréglage. Les variations de puissance sont alors de quelques pourcents de la puissance nominale du réacteur, par exemple moins de 10%, voire moins de 5%.
Le procédé de pilotage s’applique encore au cas où le réacteur nucléaire fonctionne en base. Les variations de puissance sont alors nulles, la première puissance étant égale à la seconde puissance.
Dans ce cas, le réacteur nucléaire fonctionne à puissance constante, typiquement à 100 % de sa puissance nominale (PN). L’épuisement du combustible dans un tel cas provoque une baisse de la température moyenne du fluide caloporteur primaire, qui provoquer une modification de la fonction de coût. Le procédé de pilotage propose alors des recommandations d’injection de poison neutronique ou d’eau pour rétablir une situation optimale.
Typiquement, le programme de puissance réacteur couvre une période de vingt- quatre heures. Il comporte une seule variation de puissance réacteur, ou peut en variante en comporter plusieurs.
Par exemple, le programme de puissance réacteur est un créneau, comportant d’abord une baisse de puissance, suivie quelques heures plus tard d’une remontée au niveau de puissance initiale.
Le procédé de pilotage comporte également une étape S20 d’acquisition des valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire 1.
Les paramètres opératoires comprennent au moins un paramètre P caractérisant une puissance cœur fournie par le cœur du réacteur nucléaire 3, et un paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur 3.
De préférence, un ou plusieurs des paramètres opératoires suivants sont également acquis à l’étape S20 :
- température moyenne Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur 3 du réacteur nucléaire ;
- position des groupes de contrôle 49, Pbank ;
- quantité de poison neutronique injectée dans le fluide caloporteur primaire par unité de temps Qpn ;
- quantité d’eau déminéralisée injectée dans le fluide caloporteur primaire par unité de temps Qw.
Ces paramètres opératoires sont récupérés directement dans le système d’instrumentation et de contrôle 53 du réacteur nucléaire, ou sont calculés à partir de valeurs récupérées dans ce système 53. Le paramètre caractérisant la puissance coeur P fournie par le cœur du réacteur est par exemple la puissance thermique fournie par le cœur.
Ce paramètre est reconstruit par le système 53 en utilisant les mesures de flux neutronique provenant des détecteurs neutroniques situées à l’extérieur du cœur.
En variante, ce paramètre est reconstitué à partir de la mesure de la puissance fournie par la turbine, ou des températures du fluide caloporteur primaire à l’entrée et à la sortie du cœur Tin et Tout.
En variante, le paramètre caractérisant la puissance cœur est le flux neutronique total dans le cœur, ou la puissance fournie par la turbine, ou tout autre paramètre adapté.
Le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est typiquement l’axial offset AO. Il est typiquement reconstitué, comme décrit plus haut, à partir des mesures fournies par les sondes mesurant le flux neutronique à l’extérieur du cœur ou à l’intérieur du coeur. En variante, ce paramètre est la différence entre le flux neutronique dans la partie supérieure du cœur et le flux neutronique dans la partie inférieure du cœur.
La température moyenne Tmoy du fluide caloporteur primaire est calculée en utilisant la mesure de la température du fluide caloporteur primaire en sortie de cœur Tout et la mesure du fluide caloporteur primaire à l’entrée du cœur Tin. Par exemple Tmoy est calculée en utilisant l’équation suivante :
Tmoy = (Tin + Tout)/2
La quantité de poison neutronique injectée par unité de temps Qpn est déterminée en utilisant un capteur de débit implanté sur le conduit 33. En variante, elle est déterminée en utilisant la vitesse de rotation du rotor de la pompe 35 ou toute autre grandeur adaptée.
De la même façon, la quantité d’eau injectée par unité de temps Qw est déterminée en utilisant la mesure fournie par un capteur de débit implanté sur le conduit 43. En variante, elle est reconstituée en utilisant la vitesse de rotation du rotor de la pompe 55, ou toute autre grandeur adaptée.
Le procédé comprend encore une étape S30 de détermination de la séquence optimum d’injection de poison neutronique et/ou d’eau, pour un intervalle de temps déterminé, compte tenu du programme de puissance réacteur à réaliser.
L’étape S30 comporte plusieurs sous-étapes, qui sont mises en œuvre de manière itérative.
L’étape S30 comporte une sous-étape S31 de génération d’une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire, couvrant un intervalle de temps déterminé. La séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau comprend une pluralité d’opérations d’injection, chaque opération étant caractérisée par une quantité de poison neutronique ou d’eau injectée, et une durée d’opération.
Le nombre d’opérations dans la séquence d’injection est compris entre deux et douze, de préférence entre trois et huit, et vaut par exemple six.
La durée d’opération est comprise entre deux et soixante minutes, de préférence entre cinq et vingt minutes, et vaut par exemple dix minutes.
L’intervalle de temps déterminé a une durée totale comprise entre dix minutes et la durée du programme de puissance, de préférence comprise entre vingt minutes et trois heures, encore de préférence comprise entre trente minutes et deux heures et vaut par exemple une heure. L’intervalle de temps déterminé couvre une portion du programme de puissance réacteur.
La quantité injectée à chaque opération est exprimée en volume, ou en masse ou correspond à un débit de solution de poison neutronique ou d’eau.
Les opérations d’injection sont des opérations successives, se suivant immédiatement, couvrant ensemble tout l’intervalle de temps. Au cours d’une même séquence d’injection on trouve seulement des opérations d’injection de poison neutronique ou on trouve seulement des opérations d’injection d’eau, ou on trouve des opérations de natures différentes : injection de poison neutronique, injection d’eau, pas d’injection.
L’étape S30 comporte encore une sous-étape S32 de calcul d’une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé.
L’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur calculée dépend, entre autres, de la fonction de coût choisie, qui sera décrite plus bas.
L’au moins une grandeur caractéristique comprend au moins le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur, par exemple l’axial offset AO.
L’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur comprend de préférence une ou plusieurs des grandeurs suivantes :
- puissance P fournie par le cœur ;
- température moyenne Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur ;
- position des groupes de barres de contrôle Pbank.
Typiquement, toutes les grandeurs ci-dessus sont calculées.
Ce calcul est effectué à l’aide d’un modèle prédictif du cœur du réacteur, en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises, et la séquence d’injection générée à la sous-étape S31 . Plus précisément, on utilise à la sous-étape S32 la portion du programme de puissance couverte par l’intervalle de temps déterminé.
Le modèle prédictif du cœur du réacteur est un modèle non linéaire. En variante, le modèle est linéaire. Ce modèle est alors par exemple obtenu en linéarisant le modèle non linéaire décrit ci-dessous.
Ce modèle est illustré schématiquement sur la figure 3.
Le modèle prédictif du cœur comprend plusieurs sous-modèles, chaque sous- modèle modélisant un niveau du cœur 3.
En d’autres termes, le cœur est divisé, suivant la direction verticale, en plusieurs tranches, chaque sous-modèle modélisant une des tranches de cœur.
Typiquement, le modèle prédictif du cœur comprend entre deux et vingt sous- modèles, de préférence entre deux et dix sous-modèles, et comporte par exemple six sous- modèles.
Chaque sous-modèle comprend au moins une équation décrivant une cinétique d’une densité de neutron dans ledit niveau, et une équation décrivant une température du fluide caloporteur primaire audit niveau.
Les températures T2 à T7 à la sortie de chaque niveau sont déduites du flux neutronique dans chaque niveau.
Les équations sont indiquées ci-dessous : avec :
- n, : densité de neutrons au niveau i ; -p,: réactivité au niveau i - D : coefficient d’échange neutronique ;
- I : durée de vie moyenne des neutrons (prompt et retardés) ;
- K™ : coefficient de conversion température/ enthalpie ;
- KT/H : coefficient de conversion puissance/flux neutronique ; - Qp : débit massique de fluide caloporteur primaire dans le cœur.
- T1 : température à l’entrée du cœur ;
- Ti : température du fluide caloporteur primaire à la sortie de chaque niveau ;
Ainsi, chaque niveau du cœur est modélisé en utilisant une approximation à un groupe de la cinétique neutronique ponctuelle avec, en plus, un coefficient D pour rendre compte des échanges neutroniques entre les niveaux.
Les neutrons retardés et les précurseurs, qui ont une dynamique supérieure à la dynamique attendue par le procédé ou l’opérateur, ne sont pas modélisés. Ces neutrons ont une dynamique typique de 10 secondes, pour un pas de temps de calcul de l’ordre de 60 secondes. Le modèle comporte par ailleurs des équations caractérisant la réactivité à chaque niveau
Ces équations prennent en compte un ou plusieurs des effets suivants :
- effet dû à une variation de la température du fluide caloporteur primaire audit niveau (appelé aussi effet modérateur) ; - effet dû à une variation de la puissance fournie par le cœur audit niveau (effet Doppler) ;
- effet dû au déplacement des groupes de barres de contrôle ;
- effet dû à une variation de concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ;
- effet dû à une variation de la concentration en xénon dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau.
Les équations sont les suivantes : p,o : réactivité initiale au niveau i, déterminée au moment où l’état initial du modèle prédictif du cœur est ajusté sur la base des valeurs courantes des paramètres opératoires acquises (voir plus loin) ;
- P, : puissance thermique fournie par le niveau i du cœur, supposée proportionnelle à la densité de neutrons ;
- Xe, : concentration de xénon dans les assemblages de combustibles nucléaires au niveau i ;
- I, : concentration en iode au niveau i ;
- P : coefficient de production d’iode par fission ;
- : constante de décroissance de l’iode dans le xénon ;
- coefficient de production de xénon par fission ;
- λXe : constante de décroissance du xénon ;
- : coefficient de transmutation par absorption de neutron du xénon 135 en xénon 136.
Dans les équations ci-dessus, D note une variation par rapport à l’état initial du modèle prédictif.
L’effet dû à la variation de la puissance fournie par le cœur permet de caractériser l’effet d’une variation de la température du combustible nucléaire, appelé également effet Doppler.
L’évolution du xénon 135 à chaque niveau est modélisé en utilisant des équations classiques prenant en compte :
- la production d’iode par fission ;
- la décroissance radioactive de l’iode en xénon ;
- la production de xénon par fission ;
- la décroissance radioactive du xénon ;
- la transmutation du xénon 135 en xénon 136 par absorption neutronique.
APbanki correspond au déplacement de l’ensemble des groupes de contrôle au sein du niveau i, exprimé en pas. Ce paramètre correspond à la somme des variations du nombre de pas d’insertion dans le niveau i de tous des groupes de contrôle.
DR, est obtenu par l’équation suivante :
DR, = Kn x An,, où Kn est une constante prédéterminée.
Par ailleurs le modèle intègre l’équation générale suivante : P étant la puissance totale fournie par le cœur.
L’évolution de la puissance totale fournie par le cœur est imposée par le programme de puissance, compte tenu de la pente retenue pour les variations de puissance comme décrit plus loin.
Les coefficients KT/H, Kn Km0d, Kdop, Kb0r, Kbank, Kxenon, D, les coefficients d’évolution de l’iode et du xénon P , rxe et s^, ont été déterminés par des simulations numériques. Certains peuvent aussi être déterminés par des mesures sur site. Les coefficients I*, h\ , lce sont des valeurs connues. I* en variante est déterminé par calcul.
La valeur des APbank, est déterminée par le modèle, en fonction de l’évolution de la température moyenne Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur. Ce module détermine d’abord la valeur de Tmoy selon l’équation suivante :
Tmoy = (T1 + T7)/2.
Puis, le modèle détermine une température moyenne de référence Tref, en fonction de la puissance réacteur fournie par le programme de puissance et de la pente retenue pour les transitoires.
Le modèle détermine ensuite la différence ATmoy entre Tmoy et la température moyenne de référence Tref .
Si Tmoy sort de la bande morte de température, c’est-à-dire si ATmoy dépasse une valeur seuil prédéterminée, le modèle fixe la valeur de Tmoy en limite de bande morte et détermine qu’il est nécessaire de déplacer les groupes de contrôle. Il calcule une valeur de APbank en fonction de ATmoy, permettant d’atteindre la criticité.
Les valeurs de température de référence et la largeur de la bande morte de température en fonction de la puissance réacteur sont des valeurs prédéterminées, enregistrées dans le modèle, ou sont fournies par le système d’instrumentation et de contrôle 53.
Ce modèle simule ainsi le fonctionnement de la boucle température 59.
ACpn est obtenu par intégration des quantités de poison neutronique et/ou d’eau injectées dans le fluide caloporteur primaire. Le modèle utilise pour cela les équations suivantes : dCpn/dt = - Cpn x Qw / Mt pour une injection d’eau ; dCpn/dt = (Créa - Cpn) x Qpn / Mt pour une injection de poison neutronique, avec Mt masse totale d’eau dans le circuit primaire, par exemple 260 tonnes pour une tranche N4, Créa concentration de poison neutronique dans la solution de poison neutronique injectée, Cpn concentration courante de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, Qw débit d’eau déminéralisée injectée, Qpn débit de solution de poison neutronique injectée.
Un retard est considéré pour évaluer l’effet de l’injection d’eau déminéralisée ou de poison neutronique.
La valeur de Qp, c’est-à-dire le débit de fluide caloporteur primaire dans le cœur, est une valeur prédéterminée.
En variante, elle est récupérée dans le système d’instrumentation et de contrôle 53 à l’étape d’acquisition S20.
Avant la première itération de l’étape S30, c’est-à-dire immédiatement après l’étape d’acquisition des valeurs courantes des paramètres opératoires, l’état initial du modèle prédictif du cœur est ajusté en utilisant les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises.
Par exemple, les valeurs de la puissance dégagée P par le cœur et de Tmoy sont utilisées pour fixer Ti à T7. Les valeurs de la puissance P dégagée par le cœur et d’axial offset sont utilisées pour déterminer les valeurs de m à n6. La valeur de position des groupes de contrôle est utilisée pour fixer directement la valeur de départ de Pbank.
Les équations sont équilibrées dans le modèle en ajustant les différents termes de réactivité, de manière à ce que l’évolution dans le temps des densités neutroniques soit nulle.
Après cet ajustement initial, le modèle prédictif du cœur calcule pour chaque niveau du cœur l’évolution dans le temps, sur l’intervalle de temps déterminé, de la concentration neutronique n,, de la température T, et de la concentration xénon Xe,.
A partir de ces paramètres, le modèle reconstitue l’évolution de paramètres plus globaux tels que la température moyenne Tmoy, et le paramètre R caractérisant la répartition neutronique dans le cœur, par exemple l’axial offset AO.
Le modèle détermine également l’évolution de la position des groupes Pbank et de la concentration de poison neutronique Cpn, comme décrit plus haut.
L’évolution de la puissance P émise par le cœur suit le programme de puissance pendant l’intervalle de temps déterminé, compte tenu de la pente retenue pour les variations de puissance.
L’étape S30 comporte encore une sous-étape S33 d’évaluation d’une fonction de coût, en utilisant l’évolution du ou des grandeurs caractéristiques déterminées à la sous- étape S32.
Par exemple, la fonction de coût caractérise une évolution d’un écart 5R entre le paramètre caractérisant la répartition R du flux neutronique dans le cœur, typiquement l’axial offset, et une valeur de référence Rref, sur ledit intervalle de temps déterminé. Rref est une valeur prédéterminée, fonction de la puissance réacteur.
La valeur de référence Rref est entrée manuellement par l’opérateur. En variante, elle est récupérée dans le système d’instrumentation et de contrôle 53. En effet, ce système comprend une courbe de référence donnant directement la valeur de référence en fonction de la puissance réacteur courante. [
Pour le calcul de la fonction de coût, Rref est prise constante sur l’intervalle de temps déterminé ou variable en fonction du programme de puissance.
Ainsi, la fonction de coût est choisie pour minimiser les écarts entre le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et la valeur de référence.
La fonction de coût est par exemple la suivante, avec 5R = R - Rref, où t0 est le début de l’intervalle de temps et Tpredict la durée de l’intervalle de temps.
Un autre exemple de fonction de coût est donné ci-dessous : ho où Rcor = R+K(Tmoy-Tref), K étant une constante, et ÔRcor = Rcor - Rref
Des valeurs différentes peuvent être assignées à la constante K selon qu’on se trouve en début de cycle pour les assemblages chargés dans le cœur du réacteur, ou en fin de cycle. Par exemple, si le paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est l’axial offset AO, la valeur retenue pour K est -2% AO/°C en début de cycle, -6% AO/°C à 80% du cycle.
L’avantage de cette seconde fonction est de permettre la détermination de la séquence d’injection optimale même quand Tmoy reste à l’intérieur de sa bande morte. En effet, dans ce cas, les groupes de barres de contrôle ne sont pas déplacés et la valeur du paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur ne change pas. La première fonction de coût considérée, dans une telle situation, est constante quelles que soient les valeurs de Qpn et Qw injectées. En revanche, la seconde fonction de coût varie et permet de discriminer les différentes séquences d’injection considérées.
La seconde fonction permet donc de prendre en compte les variations du paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur induites par les variations de Tmoy dans sa bande morte.
L’étape S30 comporte ensuite une sous-étape S34 consistant à déterminer si un critère de convergence de la fonction de coût est satisfait. Comme illustré sur la figure 2, si ce critère de convergence n’est pas satisfait, les sous-étapes S31 , S32 et S33 sont répétées, avec une nouvelle séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau.
A l’étape S31 , la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire est générée pour la nouvelle itération en considérant les résultats obtenus à l’itération précédente.
De préférence, la séquence d’injection pour la nouvelle itération est générée à l’aide d’un algorithme à descente de gradient, typiquement avec une méthode d’optimisation connue sous le nom de méthode des points intérieurs de type primai dual.
Cette méthode est connue et ne sera pas détaillée ici.
Au contraire, si le critère de convergence est satisfait, l’étape S40 est effectuée. Au cours de l’étape S40, la séquence d’injection optimum, c’est-à-dire celle permettant d’atteindre le critère de convergence, est communiquée à l’opérateur.
L’évolution des grandeurs caractéristiques de l’état du cœur correspondant à cette séquence d’injection optimum, est également communiquée à l’opérateur.
Par exemple, la séquence d’injection et l’évolution des grandeurs caractéristiques de l’état du cœur pendant l’intervalle de temps déterminé sont affichées sur un écran de l’interface utilisateur, comme représenté sur la figure 3.
Le critère de convergence comprend au moins le fait que la fonction de coût atteigne un extremum.
Dans les exemples ci-dessus, cet extremum est un minimum.
En d’autres termes, l’écart entre le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le corps et la valeur de référence doit être minimum sur ledit intervalle de temps déterminé.
En plus, le critère de convergence peut prévoir qu’une ou plusieurs des contraintes suivantes sont satisfaites :
- l’écart entre le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et la valeur de référence pendant ledit intervalle de temps déterminé reste constamment inférieur à une limite déterminée ;
- une quantité de poison neutronique injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieure à une limite déterminée ;
- une quantité d’eau injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieure à une limite déterminée.
La première contrainte traduit le fait que le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur, typiquement l’axial offset AO, ne doit pas dépasser des limites autour de sa valeur de référence Rref pendant l’intervalle de temps déterminé. Ce critère peut se traduire par l’équation suivante :
|R - Rref | < L où L est la limite à ne pas dépasser.
La limite est définie par les conditions d’opérations normales du récateur nucléaire.
La limite imposée à la quantité de poison neutronique injectée par unité de temps correspond typiquement au débit volumique maximum susceptible d’être délivré par l’unité 31.
La limite imposée à la quantité d’eau injectée par unité de temps correspond de même au débit volumique maximum susceptible d’être délivré par l’unité 39.
Ces limites sont fonctions du débit maximum possible pour les pompes 35 et 45.
Selon le procédé, les étapes S20 et S30 sont répétées avec une période T inférieure à soixante minutes, de préférence inférieure à vingt minutes, et valant par exemple dix minutes.
En d’autres termes, le procédé permet de fournir à l’opérateur une séquence d’injection optimum, de manière répétée avec une courte période. Cette séquence d’injection est recalée sur les valeurs courantes des paramètres opératoires du réacteur.
La période T est inférieure ou égale à la durée d’une opération de la séquence d’injection.
La période T est un paramètre ajustable par l’exploitant du réacteur nucléaire.
La valeur minimum de T correspond à la durée pour exécuter les étapes S20 et
S30.
Typiquement, la période T est sensiblement égale à la durée d’une opération de la séquence d’injection.
Ainsi, comme illustré sur la figure 4, l’opérateur lance à t0 l’exécution des étapes S20 et S30. Il met en œuvre entre t0 et t0+T la consigne déterminée à la précédente itération pour la première opération de la séquence d’injection optimum.
L’opérateur reçoit le résultat du nouveau calcul, c’est-à-dire la nouvelle séquence d’injection optimum vers la fin de l’opération d’injection en cours, c’est-à-dire un peu avant t0+T. Entre t0+T et t0+2T, il met en œuvre les recommandations reçues pour la première opération de la nouvelle séquence d’injection optimum, et ainsi de suite.
En variante, la période T est inférieure à la durée d’une opération de la séquence d’injection.
On note ici DI la durée d’une opération de la séquence d’injection.
Cette variante est choisie quand la durée de calcul pour exécuter les étapes S20 et S30 est courte. La durée de calcul peut être inférieure à 1 minute. Dans ce cas, l’opérateur met en œuvre entre t0 et t0+DI la consigne déterminée à la précédente itération (entre t0-DI et t0) pour la première opération de la séquence d’injection optimum.
L’opérateur lance à t0 l’exécution des étapes S20 et S30. Ces étapes sont répétées plusieurs fois entre t0 et t0+DI. L’opérateur retient le résultat du dernier calcul, c’est-à-dire la séquence d’injection optimum reçue vers la fin de l’opération d’injection en cours, un peu avant t0+DI. Entre t0+DI et t0+2DI, il met en œuvre les recommandations reçues pour la première opération de la nouvelle séquence d’injection optimum, et ainsi de suite.
Avantageusement, l’étape S30 comprend une sous-étape S35 de détermination d’une pente optimum pour l’évolution de la puissance en fonction du temps, pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance.
Cette sous-étape S35 est effectuée immédiatement avant la sous-étape S31 , comme illustré sur la figure 4.
La pente optimum qui va être déterminée est la pente maximum faisable sans que l’opérateur prenne le risque de déclencher une alarme ou une protection du réacteur nucléaire.
La sous-étape S35 comprend les opérations suivantes :
- S351 : calcul d’une évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance, à l’aide du modèle prédictif du cœur du réacteur, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ;
- S352 : évaluation de la fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente considérée ;
- S353 ; choix de la valeur de pente minimisant ou maximisant la fonction de coût.
Les valeurs de pente testées sont les valeurs de pente typiques pour un réacteur nucléaire dans les circonstances considérées. Ces valeurs de pente sont bien connues. Elles varient par exemple entre 0,5 et 10%, typiquement entre 0,1 et 5%, en fonction des situations.
Les valeurs de pente sont constantes pendant toute la durée de la variation de puissance.
En variante, les valeurs de pente sont variables pendant le transitoire. Par exemple, des valeurs de pentes différentes peuvent être choisies pour différentes portions du transitoire. Ainsi, une valeur de pente peut être choisie pour la portion 80%PN- 90%PN, une autre pour la portion 90%PN-100%PN, etc. L’opération S351 est effectuée avec le modèle prédictif du cœur déjà recalé à l’aide des valeurs courantes acquises à l’étape S20. L’horizon de calcul correspond ici à toute la durée nécessaire pour passer de la première puissance à la seconde puissance, compte tenu de la pente considérée.
La fonction de coût utilisée pour l’opération S352 est celle décrite plus haut.
La valeur de pente considérée comme optimum est celle pour laquelle la fonction de coût est minimum ou maximum, en fonction de la fonction de coût retenue.
Pour les fonctions de coût décrites ci-dessus, la valeur de pente considérée comme optimum est celle minimisant la fonction de coût.
Pour l’opération S353, il est possible en variante de considérer que la valeur de pente optimum est celle qui non seulement minimise ou maximise la fonction de coût, mais en plus respecte une ou plusieurs contraintes opérationnelles. Ces contraintes opérationnelles sont celles listées plus haut.
La valeur de pente retenue pour la variation de puissance est communiquée à l’opérateur à l’étape S40. Par exemple, la valeur de pente retenue correspond à la pente optimum déterminée moins un coefficient de sécurité. Le coefficient de sécurité est par exemple de 30%.
Pendant chaque itération de l’étape S32, l’évolution de la puissance du cœur considérée pour effectuer les simulations est déterminée en utilisant la valeur de pente retenue, déterminée à la sous-étape S35.
Cette pente est considérée comme étant constante pendant tout le transitoire de puissance. Elle n’est modifiée que si un nouveau programme de puissance est proposé par l’opérateur. En variante, comme indiqué plus haut, la pente est variable pendant le transitoire.
En variante, la sous-étape S35 n’est pas mise en œuvre. Dans ce cas, c’est l’opérateur qui fixe la pente à laquelle sera réalisé le transitoire de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance. C’est cette valeur qui sera considérée pour chaque itération de la sous-étape S32.
Une pente optimum est déterminée ou fixée pour chaque variation de puissance réacteur du programme de puissance.
Les figures 5 à 8 illustrent les résultats obtenus en mettant en œuvre le procédé de pilotage de l’invention.
Ces résultats ont été obtenus par simulation à l’aide du simulateur SOFIA (Simulateur d’Observation du Fonctionnement Incidentel et Accidentel). Ce logiciel développé par Framatome simule de manière détaillée tous les composants principaux d’un réacteur nucléaire de type PWR, ainsi que les principaux phénomènes mis en jeu pendant le fonctionnement normal du réacteur (cinétique du cœur, thermohydraulique des circuits primaire et secondaire, instrumentation, système de contrôle, système de pilotage de la turbine, ...).
Dans la simulation, on fait l’hypothèse que les séquences d’injection déterminées selon le procédé de l’invention sont immédiatement appliquées, sans modification, au réacteur nucléaire. Deux simulations ont été effectuées.
Sur les figures 5 et 6, le cœur est chargé avec des assemblages combustible frais, avec un taux d’épuisement sensiblement nul et une concentration en bore d’environ 1200 ppm dans le fluide caloporteur primaire. Sur les figures 7 et 8, la simulation est effectuée pour un cœur à 80% de son cycle, et une concentration en bore d’environ 200 ppm.
Le programme de puissance considéré est illustré sur la figure 5 et sur la figure 7. Le réacteur nucléaire fonctionne en suivi de charge et suit un cycle classique dans lequel la puissance réacteur est d’abord diminuée de 100% de la puissance nominale à 50% de la puissance nominale, puis remontée à 100% de la puissance nominale. Un écart de huit heures sépare le début de la baisse de charge du début de la remontée de charge.
Pour le cas des figures 5 et 6, le procédé de l’invention indique qu’une pente de 1 ,6% de la puissance nominale par minute est retenue pour la baisse de charge, et de 1% de la puissance nominale par minute pour la remontée en charge.
Ces valeurs correspondent à 70% de la pente optimum déterminée par l’étape S35, arrondie à une valeur acceptée par SOFIA. En effet, SOFIA n’accepte que des valeurs de pente discrètes. La situation est la même sur site, seules certaines valeurs de pente pouvant être mises en œuvre.
La figure 5 montre l’évolution de l’axial offset dans le cœur du réacteur quand les séquences d’injection optimum sont appliquées. La figure 6 montre l’écart entre Tmoy et Tref quand les séquences d’injection optimum sont appliquées.
La figure 5 montre également la valeur de référence de l’axial offset (ligne horizontale au centre de la figure), ainsi que les limites de la bande morte d’axial offset (ligne horizontale en traits interrompus en haut et en bas de la figure 5). Les limites, dans cet exemple non limitatif, ont été prises à 5%.
Il ressort clairement de la figure 5 que, même pendant les transitoires de puissance, l’axial offset ne s’éloigne pas significativement de sa valeur de référence, et reste éloignée des limites de la bande morte.
Sur la figure 6, les limites de la bande morte de température T moy sont représentées en traits interrompus en haut et bas de la figure. La figure 6 montre clairement que Tmoy reste dans sa bande morte, et n’en sort que ponctuellement, pendant les transitoires de puissance, du fait de la régulation de température. Les figures 7 et 8 sont similaires aux figures 5 et 6. Les pentes retenues selon le procédé de l’invention sont de 1,6% de la puissance nominale par minute pour la baisse de charge, et 0,3% de la puissance nominale par minute pour la remontée en charge.
Il ressort de la figure 7 que l’axial offset sort ponctuellement de sa bande morte, à la fin de la baisse de charge. Toutefois, ceci ne remet pas en cause la faisabilité de ce transitoire de charge, du fait que cette sortie de la bande morte est de courte durée. Tmoy sort également de sa bande morte ponctuellement, notamment au moment de la baisse de charge.
L’ensemble de pilotage 63 qui va maintenant être détaillé est particulièrement adapté pour mettre en œuvre le procédé de pilotage décrit ci-dessus.
Comme illustré sur la figure 9, l’ensemble de pilotage 63 comprend une interface utilisateur 65, configurée pour qu’un opérateur renseigne le programme de puissance à fournir par le réacteur nucléaire.
Le programme de puissance comprend au moins une variation de puissance depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance.
Le programme de puissance est comme décrit plus haut pour le procédé de pilotage.
L’interface utilisateur 65 est de tout type adapté. Par exemple elle comprend un clavier et un écran, raccordés à un calculateur.
L’ensemble 63 comporte également une unité 67 d’acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire.
Cette unité 67 est un calculateur, ou une partie d’un calculateur.
Typiquement, l’unité d’acquisition 67 récupère les valeurs courantes des paramètres opératoires dans le système d’instrumentation et de contrôle 53.
La pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire comprend au moins un paramètre caractérisant la puissance P fournie par le cœur du réacteur, et un paramètre R caractérisant la répartition du fluide neutronique dans le cœur.
Les paramètres opératoires acquis par l’unité 67 sont ceux décrits plus haut pour le procédé de pilotage.
L’ensemble de pilotage 63 comporte encore un organe de calcul 69.
L’organe de calcul 69 comporte un modèle prédictif 71 du cœur du réacteur, un module 73 configuré pour calculer une fonction de coût, et un algorithme d’optimisation 75.
L’unité 67 est par exemple intégrée à l’organe de calcul 69.
L’algorithme d’optimisation 75 est programmé pour générer une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé. La séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire comprend une pluralité d’opérations d’injection, chaque opération étant caractérisée par une quantité et une durée d’opération.
La séquence d’injection est comme décrit ci-dessus pour le procédé de pilotage.
Le modèle prédictif du cœur du réacteur 71 est programmé pour calculer une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant l’intervalle de temps déterminé, en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée.
Ce modèle prédictif 71 est celui décrit plus haut.
Le modèle prédictif 71 considère la portion du programme de puissance correspondant à l’intervalle de temps couvert par la séquence d’injection.
L’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur calculée par le modèle prédictif 71 dépend entre autres de la fonction de coût choisie. Typiquement, elle comprend au moins le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur, par exemple l’axial offset AO.
Les grandeurs caractéristiques de l’état du cœur calculées par le modèle prédictif 71 sont celles décrites plus haut pour le procédé de pilotage.
La fonction de coût calculée par le module 73 caractérise par exemple une évolution d’un écart entre ledit paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence sur l’intervalle de temps déterminé.
La fonction de coût est typiquement comme décrit plus haut pour le procédé de pilotage. D’autres fonctions de coûts peuvent être envisagées, comme décrit plus bas.
Le module 73 utilise pour calculer la fonction de coût l’évolution calculée par le modèle prédictif 71.
L’algorithme d’optimisation 75 est programmé pour, de manière itérative, générer une séquence d’injection, faire calculer l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique correspondante par le modèle prédictif du cœur 71 , faire évaluer la fonction de coût correspondante par le module de coût 73, jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait.
Le critère de convergence comprend par exemple atteindre l’extremum de la fonction de coût.
Dans le cas des exemples de fonction de coût décrit plus haut, cet extremum est un minimum.
En plus, le critère de convergence peut prévoir qu’une ou plusieurs des contraintes suivantes sont satisfaites : - l’écart entre le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et la valeur de référence pendant ledit intervalle de temps déterminé reste constamment inférieur à une limite déterminée ;
- une quantité de poison neutronique injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieure à une limite déterminée ;
- une quantité d’eau injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieure à une limite déterminée.
Le critère de convergence, notamment les contraintes, sont comme décrit plus haut pour le procédé de pilotage.
De préférence, l’organe de calcul 69 comporte encore un module de pente 77 programmé pour déterminer une pente optimum pour l’évolution de la puissance réacteur en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance.
Le module de pente 77 est programmé pour :
- faire calculer par le modèle prédictif du cœur 71 l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ;
- faire évaluer par le module de coût 73 les fonctions de coût correspondant à chaque valeur de pente, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ;
- choisir la valeur de pente minimisant la fonction de coût.
La pente retenue par le modèle prédictif 71 pour déterminer la séquence d’injection optimum est la pente optimum, moins éventuellement un coefficient de sécurité. Elle est également recommandée à l’opérateur.
Elle est calculée une seule fois pour un programme de puissance donnée. Elle est recalculée en revanche à chaque fois que le programme de puissance change.
Quand le programme de puissance comporte plusieurs variations de puissance, une valeur de pente optimum est calculée pour chaque variation de puissance.
Cette pente optimum est la pente la plus rapide qui puisse être obtenue compte tenu des contraintes existantes pour le réacteur.
En variante, l’organe de calcul 69 ne comporte pas le module de pente 77. La pente à utiliser par le modèle prédictif 71 est alors fixée par l’opérateur, et introduite en utilisant l’interface utilisateur 65.
Le module de pente 77 détermine de préférence la pente optimum comme décrit pour le procédé de pilotage. L’ensemble 63 est également configurée pour afficher :
- la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau optimum, c’est-à-dire celle pour lequel le critère de convergence de la fonction de coût a été atteint ;
- éventuellement la pente retenue pour la ou chaque variation de puissance ;
- éventuellement l’évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur pour la séquence d’injection optimum.
Ces informations sont typiquement affichées sur l’interface utilisateur 65.
La figure 4 illustre un exemple d’écran de l’interface utilisateur 65 à l’instant t0. La partie supérieure de l’écran indique les consignes d’injection. Les consignes d’injection situées au-dessus de la ligne horizontale sont des consignes d’injection de poison neutronique, celles en-dessous de la ligne horizontale des consignes d’injection d’eau.
La partie inférieure de la figure 4 illustre l’évolution d’un des paramètres caractéristiques de l’état du cœur, en fonction du temps. Un ou plusieurs paramètres peuvent être affichés. Comme indiqué plus haut, ce ou ces paramètres sont choisis parmi le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur, la température moyenne du fluide caloporteur primaire Tmoy, la puissance du cœur P, la position des groupes de contrôle Pbank, la concentration xénon Xe, ou la concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire Cpn.
La figure 4 illustre une situation où une nouvelle séquence d’injection est déterminée avec l’ensemble 63 toutes les dix minutes, cette séquence comprenant six opérations d’injection d’une durée de dix minutes chacune, couvrant donc un intervalle de temps d’une heure.
Entre t0+10 min et t0+70 min, la partie supérieure de l’écran montre la séquence d’injection optimum calculée à l’aide des paramètres opératoires acquis à t0. La partie inférieure de l’écran montre l’évolution des paramètres caractéristiques de l’état du cœur calculée pour la séquence d’injection optimum. Entre t0 et t0+10 min, la figure montre l’injection calculée à la précédente itération, c’est-à-dire calculée sur la base des paramètres opératoires acquis à t0-10 min. La figure 4 montre entre t0-10 min et t0 l’injection réellement réalisée par l’opérateur, et l’évolution du paramètre caractérisant l’état du cœur réellement mesurée, à l’aide de l’instrumentation 55.
Ainsi, l’étape S10 du procédé de pilotage est réalisée manuellement par l’opérateur, qui entre le programme de puissance sur l’interface utilisateur 65.
L’étape S20 est réalisée par l’unité d’acquisition 67.
L’étape S30 est réalisée par l’organe de calcul 69.
La sous-étape S31 est effectuée par l’algorithme d’optimisation 75.
La sous-étape S32 est exécutée par le modèle prédictif du cœur 71. La sous-étape S33 est exécutée par la fonction de coût 73.
La sous-étape S34 est exécutée par l’algorithme d’optimisation 75.
La sous-étape S35 est exécutée par le module de pente 77.
L’étape S40 est typiquement réalisée sur l’interface utilisateur 65.
Dans le mode de réalisation représenté sur la figure 1, l’ensemble de pilotage 63 fournit à l’opérateur la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau optimum déterminée pour l’intervalle de temps considéré, accompagnée éventuellement de la pente retenue pour effectuer la variation de puissance.
L’opérateur pilote les unités 31 et 39 directement, en fonction de la séquence d’injection optimum fournie par l’ensemble 63.
Typiquement, il commande les vannes 37 et 47, et les pompes 35 et 45.
Par ailleurs, il renseigne la boucle de pilotage turbine 61 avec la pente retenue éventuellement déterminée par l’ensemble 63.
Selon une variante de réalisation, la fonction de coût est différente de celle décrite plus haut.
Selon encore une autre variante, le modèle prédictif du cœur ne prend pas en compte de bande morte autour de la température de référence Tref. Ainsi, un déplacement des groupes de barres de contrôle est déterminé dès que Tmoy s’écarte de Tref.

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de pilotage d’un réacteur nucléaire (1 ), le réacteur nucléaire (1 ) ayant un cœur (3) comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire (5), un circuit primaire (7) de refroidissement du cœur (3) dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, une unité (31) permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, et une unité (39) prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire (7), le procédé comprenant les étapes suivantes : S10/ acquisition d’un programme de puissance réacteur à fournir par le réacteur nucléaire, ce programme comprenant au moins une variation de puissance réacteur depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance ;
S20/ acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire, comprenant au moins un paramètre caractérisant une puissance cœur fournie par le cœur du réacteur et un paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur ;
S30/ de manière itérative, mise en œuvre des sous-étapes suivantes :
S31 / génération d’une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé,
S32/ calcul d’une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur (3) du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée, l’évolution étant calculée à l’aide d’un modèle prédictif du cœur du réacteur ;
S33/ évaluation d’une fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée ; les sous-étapes S31 / à S33/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait ;
S40/ communication à un opérateur de la séquence d’injection optimum, c’est-à-dire permettant d’atteindre le critère de convergence, l’opérateur pilotant les unité d’injection de poison neutronique et d’eau (31, 39) en fonction de la séquence d’injection optimum ; les étapes S20/ et S30 étant répétées avec une période (T) inférieure à 60 minutes.
2. Procédé de pilotage selon la revendication 1 , dans lequel l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur calculée à l’étape S30/ comprend ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur.
3. Procédé de pilotage selon la revendication 2, dans lequel la fonction de coût caractérise une évolution d’un écart entre ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence sur ledit intervalle de temps déterminé.
4. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le critère de convergence comprend atteindre un extremum de la fonction de coût.
5. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le critère de convergence comprend satisfaire au moins une contrainte choisie dans la liste suivante :
- un écart entre ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence pendant ledit intervalle de temps déterminé reste constamment inférieur à une limite déterminée ;
- une quantité de poison neutronique injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieur à une limite déterminée ;
- une quantité d’eau injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieur à une limite déterminée.
6. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel à la sous-étape S31 / la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire est générée en considérant les résultats obtenus à l’itération précédente, par un algorithme à descente de gradient.
7. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l’étape S30/ comprend une sous-étape S35/ de détermination d’une pente optimum pour une évolution de la puissance en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance, la sous-étape S35/ comprenant les opérations suivantes :
-S351/ calcul d’une évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance à l’aide du modèle prédictif du cœur du réacteur, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ; S352/ évaluation de la fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ;
S353/ choix de la valeur de pente minimisant le fonction de coût.
8. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le modèle prédictif du cœur du réacteur est non linéaire.
9. Procédé de pilotage selon la revendication 8, dans lequel le modèle prédictif du cœur du réacteur comprend plusieurs sous-modèles, chaque sous-modèle modélisant un niveau du cœur du réacteur nucléaire et comprenant au moins une équation décrivant une cinétique d’une densité de neutrons audit niveau et une équation décrivant une température du fluide caloporteur primaire audit niveau, le modèle comprenant en outre des équations décrivant des échanges de neutrons entre les niveaux et des équations caractérisant une réactivité à chaque niveau.
10. Procédé de pilotage selon la revendication 9, dans lequel les équations caractérisant la réactivité à chaque niveau prennent en compte un ou plusieurs des effets suivants :
- effet dû à une variation de la température du fluide caloporteur primaire audit niveau ;
- effet dû à une variation de la puissance fournie par le cœur audit niveau ;
- effet dû aux déplacements de groupes de barres de contrôle ;
- effet dû à une variation de la concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ;
- effet dû à une variation de la concentration en xénon dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau.
11. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire comprend une pluralité d’opérations d’injection, chaque opération étant caractérisée par une quantité et une durée d’opération, le nombre d’opération dans la séquence d’injection étant compris entre 2 et 12, la durée d’opération étant comprise entre 2 minutes et 60 minutes.
12. Procédé de pilotage selon la revendication 11 dans lequel la période (T) est inférieure ou sensiblement égale à la durée d’une opération de la séquence d’injection.
13. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l’intervalle de temps déterminé a une durée totale comprise entre 10 minutes et une durée du programme de puissance.
14. Ensemble de pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire (1) ayant un cœur (3) comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire (5), un circuit primaire (7) de refroidissement du cœur (5) dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, une unité (31) permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, et une unité (39) prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire (7), les unités d’injection de poison neutronique et d’eau (31, 39) étant pilotées par un opérateur, l’ensemble de pilotage (63) comprenant : a / une interface utilisateur (65), configurée pour qu’un utilisateur renseigne un programme de puissance à fournir par le réacteur nucléaire, ce programme comprenant au moins une variation de puissance depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance ; b / une unité (67) d’acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire, comprenant au moins un paramètre caractérisant une puissance fournie par le cœur (3) du réacteur et un paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur (3) ; c/ un organe de calcul (69) comportant :
- un algorithme d’optimisation (75), programmé pour générer une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé,
- un modèle prédictif (71) du cœur du réacteur, programmé pour calculer une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée;
- un module de coût (73) configuré pour calculer une fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée par le modèle prédictif (71) ; l’algorithme d’optimisation (75) étant programmé pour, de manière itérative, générer une séquence d’injection, faire calculer l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique correspondante par le modèle prédictif du cœur (71), faire évaluer la fonction de coût correspondante par le module de coût (73), jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait ; l’ensemble (63) est également configurée pour afficher la séquence d’injection optimum, c’est-à-dire celle pour lequel le critère de convergence de la fonction de coût a été atteint, sur l’interface utilisateur (65), pour que la séquence d’injection optimum soit mise en œuvre par l’opérateur .
15. Ensemble de pilotage selon la revendication 14, dans lequel l’organe de calcul (63) comprend un module de pente (77) programmé pour déterminer une pente optimum pour une évolution de la puissance réacteur en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance, ledit module étant programmé pour :
- faire calculer par le modèle prédictif du cœur (71) l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ;
-faire évaluer par le module de coût (73) les fonctions de coût correspondant à chaque valeur de pente, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ;
- choisir la valeur de pente minimisant la fonction de coût.
16. Réacteur nucléaire (1) comportant un cœur (3) comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire (5), un circuit primaire (7) de refroidissement du cœur (3) dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, une unité (31) permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, une unité (39) prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire (7), et un ensemble de pilotage (63) selon la revendication 14 ou 15, les unités d’injection de poison neutronique et d’eau (31, 39) étant pilotées par un opérateur.
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