FR3082989A1 - Procede de surveillance et de protection d'une centrale nucleaire a eau sous pression, et centrale nucleaire associee - Google Patents

Procede de surveillance et de protection d'une centrale nucleaire a eau sous pression, et centrale nucleaire associee Download PDF

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Abstract

Le procédé de surveillance et de protection comprend le calcul, à partir de paramètres de fonctionnement du circuit primaire (4) et/ou du circuit secondaire (6), respectivement pour chaque générateur de vapeur (8), d'une puissance primaire (P1) représentative de la puissance thermique générée par le réacteur nucléaire et envoyée vers le générateur de vapeur (8) via le circuit primaire, et d'une puissance secondaire (P2) représentative de la puissance thermique extraite du générateur de vapeur (8) par le circuit secondaire, et la surveillance et la protection de la centrale nucléaire (2) en fonction de la dérivée filtrée de différence entre la puissance primaire (P1) et la puissance secondaire (P2), de la différence entre la puissance primaire (P1) et la puissance secondaire (P2) et/ou d'une énergie accumulée, calculée(s) pour chaque générateur de vapeur (8).

Description

Procédé de surveillance et de protection d’une centrale nucléaire à eau sous pression, et centrale nucléaire associée
La présente invention concerne un procédé de surveillance et de protection d’une centrale nucléaire à eau sous pression.
Une centrale nucléaire à eau sous pression possède un circuit d’eau primaire et un circuit d’eau secondaire séparés, un réacteur nucléaire pour chauffer l’eau circulant dans le circuit primaire, un ou plusieurs générateur(s) de vapeur couplant thermiquement le circuit primaire et le circuit secondaire pour transférer la chaleur du circuit primaire au circuit secondaire et produire de la vapeur dans le circuit secondaire, et une turbine à vapeur intégrée dans le circuit secondaire pour générer de l’énergie mécanique à partir de la vapeur. Cette énergie mécanique peut ensuite être convertie en énergie électrique à l’aide d’un générateur électrique couplé à la turbine à vapeur.
Un des buts de l’invention est de proposer un procédé de surveillance et de protection d’une centrale nucléaire à eau sous pression permettant de maintenir la centrale nucléaire dans un domaine de fonctionnement satisfaisant, utilisable de préférence dans une large plage de puissance du réacteur nucléaire.
A cet effet, l’invention propose un procédé de surveillance et de protection d’une centrale nucléaire à eau sous pression, la centrale nucléaire comprenant un circuit d’eau primaire et un circuit d’eau secondaire couplés thermiquement par l’intermédiaire de N générateur(s) de vapeur, N étant un nombre entier égal ou supérieur à 1, chaque générateur de vapeur étant configuré pour transférer de l’énergie thermique du circuit primaire au circuit secondaire, le circuit primaire intégrant un réacteur nucléaire pour chauffer l’eau du circuit primaire et le circuit d’eau secondaire intégrant une turbine pour produire de l’énergie mécanique à partir de la vapeur générée dans le générateur de vapeur, le procédé comprenant :
- la mesure de paramètres de fonctionnement du circuit primaire et/ou du circuit secondaire ;
- à partir des mesures des paramètres de fonctionnement, le calcul, respectivement pour chaque générateur de vapeur, d’une puissance primaire représentative de la puissance thermique générée par le réacteur nucléaire et envoyée vers le générateur de vapeur via le circuit primaire, et d’une puissance secondaire représentative de la puissance thermique extraite du générateur de vapeur par le circuit secondaire,
- le calcul de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, d’une dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire et/ou d’une énergie accumulée par intégration de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire; et
- la surveillance et la protection de la centrale nucléaire en fonction de la dérivée filtrée de différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, en fonction de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire et/ou en fonction de l’énergie accumulée calculée(s) pour chaque générateur de vapeur.
Le calcul de la dérivée de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire et/ou d’une énergie accumulée calculée par intégration de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, permet de détecter un éventuel déséquilibre entre la puissance primaire et la puissance secondaire, qui peut être le signe d’une surproduction ou d’une sous-production d’énergie primaire anormale, d’un dysfonctionnement dans le transfert de l’énergie thermique entre le circuit primaire et le circuit secondaire et/ou d’un dysfonctionnement du circuit secondaire.
La détection d’un tel déséquilibre permet de prendre les mesures nécessaires pour, par exemple, limiter la puissance produite, en particulier en descendant des grappes de commande pour diminuer la réactivité du réacteur nucléaire et/ou arrêter le réacteur nucléaire.
Selon des modes de mise en oeuvre particuliers, le procédé de surveillance et de protection comprend une ou plusieurs des caractéristiques optionnelles suivantes, prises individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles :
- il comprend le calcul de la puissance thermique générée par l’ensemble du cœur du réacteur nucléaire et/ou par les régions du cœur situées en face des boucles primaires en fonction d’une mesure du flux neutronique dans lesdites régions du cœur du réacteur nucléaire ;
- la mesure d’un flux neutronique est réalisée à l’aide de détecteurs de neutrons, chaque détecteur de neutrons étant situé à l’intérieur du cœur ou à l’extérieur de la cuve du réacteur nucléaire ;
- il comprend le calcul de la puissance secondaire en fonction du débit de la vapeur sortant du générateur de vapeur, de l’enthalpie massique de la vapeur sortant du générateur de vapeur, du débit de l’eau à l’état liquide entrant dans le générateur de vapeur et de l’enthalpie massique de l’eau à l’état liquide entrant dans le générateur de vapeur ;
- la puissance secondaire est calculée en fonction en outre d’un débit d’eau à l’état liquide purgée du générateur de vapeur et de l’enthalpie massique de l’eau à l’état liquide purgée du générateur de vapeur ;
- il comprend le calcul de la puissance secondaire en fonction de la pression en sortie du générateur de vapeur, de la température de l’eau du circuit primaire à l’entrée du générateur de vapeur, de la température de l’eau du circuit primaire à la sortie du générateur de vapeur, et du débit de l’eau dans le circuit primaire ;
- une puissance secondaire est calculée en fonction d’une puissance transférée du circuit primaire au générateur de vapeur, diminuée d’une puissance de création de vapeur représentative de la puissance nécessaire pour chauffer l’eau contenue dans le générateur de vapeur à la température de saturation du fait d’une variation de la pression dans le générateur de vapeur ;
- la puissance de création de vapeur est calculée en fonction de la masse d’eau présente dans le générateur de vapeur, de la capacité calorifique massique de l’eau présente dans le générateur de vapeur, de l’enthalpie latente massique de vaporisation de l’eau à l’état liquide contenue dans le générateur de vapeur, et de l’enthalpie massique de la vapeur en sortie du générateur de vapeur ;
- il comprend l’intégration de la dérivée de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire pour obtenir la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, sans erreur de mesure ou de calibration fixe ;
- il comprend la diminution de la puissance du réacteur nucléaire lorsque la dérivée filtrée de différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, passe au-dessous d’un seuil inférieur et/ou au-dessus d’un seuil supérieur, la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire passe au-dessous d’un seuil inférieur et/ou au-dessus d’un seuil supérieur, et/ou l’énergie obtenue par intégration de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire passe au-dessous d’un seuil inférieur et/ou au-dessus d’un seuil supérieur ;
- un ou chaque seuil est prédéterminé ou paramétrable, par exemple en fonction de l’axial offset et de la puissance du réacteur nucléaire ;
- la puissance primaire associée à au moins un générateur de vapeur est calculée comme la puissance thermique générée par le réacteur nucléaire rapportée au nombre N de générateurs de vapeur ;
- le nombre N est égal ou supérieur à 2 et chaque générateur de vapeur est situé dans une boucle primaire respective du circuit primaire, chaque boucle primaire étant alimentée par une tubulure d’entrée respective, chaque tubulure d’entrée étant située en regard d’une région respective du cœur, dans lequel la puissance primaire associée à au moins un générateur de vapeur est calculée en fonction de la puissance thermique générée par la région du cœur située en regard de la tubulure d’entrée de la boucle primaire dans laquelle se situe le générateur de vapeur.
L’invention concerne également une centrale nucléaire comprenant un circuit primaire intégrant un réacteur nucléaire à eau sous pression pour générer de l’énergie thermique et un circuit secondaire intégrant une turbine pour convertir de l’énergie thermique en énergie mécanique, le circuit primaire et le circuit secondaire étant couplés thermiquement par l’intermédiaire de N générateur(s) de vapeur, N étant un nombre entier égal ou supérieur à 1, chaque générateur de vapeur étant configuré pour transférer de l’énergie thermique du circuit primaire au circuit secondaire, et un système de surveillance et protection configuré pour la mise en œuvre d’un procédé de surveillance et de protection tel que défini ci-dessus.
L’invention concerne encore un produit programme d’ordinateur enregistrable sur une mémoire et exécutable par un processeur, le produit programme d’ordinateur contenant des instructions de code logiciel pour la mise en œuvre d’un procédé de surveillance et de protection tel que défini ci-dessus.
L’invention et ses avantages seront mieux compris à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d’exemple non limitatif, et faite en référence aux dessins annexés, sur lesquels :
- la Figure 1 est une vue schématique d’une centrale nucléaire à eau sous pression ;
- la Figure 2 illustre des étapes d’un procédé de surveillance et de protection de la centrale à eau sous pression de la Figure 1 ;
- la Figure 3 est un schéma bloc illustrant une unité de commande configurée pour la mise en œuvre du procédé de commande de la Figure 2 ; et
- la Figure 4 est un schéma bloc illustrant une unité de commande configurée pour la mise en œuvre d’un procédé de commande selon une variante.
La centrale nucléaire 2 illustrée sur la Figure 1 est une centrale nucléaire à eau sous pression.
La centrale nucléaire 2 comprend un circuit d’eau primaire 4 (ou « circuit primaire ») et un circuit d’eau secondaire 6 (ou « circuit secondaire ») couplé thermiquement par l’intermédiaire de N générateur(s) de vapeur 8, N étant un nombre entier égal ou supérieur à 1, chaque générateur de vapeur 8 étant disposé entre le circuit primaire 4 et le circuit secondaire 6 et configuré pour un échange de chaleur entre l’eau du circuit primaire 4 et l’eau du circuit secondaire 6.
En fonctionnement, chaque générateur de vapeur 8 permet de générer de la vapeur dans le circuit secondaire 6. Chaque générateur de vapeur 8 est alimenté en entrée avec de l’eau à l’état liquide et fournit en sortie de l’eau à l’état gazeux, i.e. de la vapeur d’eau.
Le circuit primaire 4 intègre un réacteur nucléaire 10 pour chauffer l’eau circulant dans le circuit primaire 4.
Le circuit primaire 4 comprend N boucle(s) primaire(s) 11 fluidiques, chaque boucle primaire 11 reliant fluidiquement le réacteur nucléaire 10 à un générateur de vapeur 8 respectif.
Un seul générateur de vapeur et une seule boucle primaire 11 sont représentés sur la Figure 1. En variante, le circuit primaire 4 comprend plusieurs boucles primaires 11, par exemple quatre boucles primaires 11. Le réacteur nucléaire 10 possède une cuve 12 pour la circulation de l’eau du circuit primaire 4, à l’intérieur de laquelle se situe le cœur 14 du réacteur nucléaire 10. Chaque boucle relie la cuve 12 à un générateur de vapeur 8 respectif.
Le cœur 14 est formé d’une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire 16 disposés côte-à-côte dans une cuve 15 du réacteur nucléaire 10. Chaque boucle primaire 11 est reliée à la cuve 15 par une tubulure d’entrée 11A et une tubulure de sortie 11 B.
Le réacteur nucléaire 10 comprend des grappes de commande 18 pouvant être descendues et insérées dans le cœur 14 pour contrôler la réactivité du réacteur nucléaire 10.
Les grappes de commande 18 comprennent par exemple des grappes de contrôle pouvant être insérées dans le cœur 14 pour diminuer la réactivité ou extraites du cœur 14 pour augmenter la réactivité, et des grappes d’arrêt pouvant être lâchées dans le cœur 14 pour provoquer un arrêt automatique du réacteur nucléaire 10.
Chaque boucle primaire 11 comprend une pompe primaire 20 respective pour forcer la circulation de l’eau à l’intérieur de cette boucle primaire 11.
Le circuit primaire 4 comprend un pressuriseur 22 configuré pour maintenir, dans le circuit primaire 4, une pression suffisante pour que l’eau circulant dans le circuit primaire 4 reste à l’état liquide.
Le pressuriseur 22 est relié fluidiquement à une branche chaude d’une boucle primaire 11, i.e. une branche dans laquelle le fluide circule du réacteur nucléaire 10 vers le générateur de vapeur 8 de cette boucle primaire 11.
Lorsque le circuit primaire 4 comprend plusieurs boucles primaires 11, le circuit primaire 4 comprend par exemple un seul pressuriseur 22 relié à la branche chaude d’une parmi les boucles primaires 11.
Le circuit secondaire 6 comprend par exemple une seule boucle secondaire 23 alimentée en vapeur provenant du générateur de vapeur 8 de chaque boucle primaire 11.
En variante, le circuit secondaire 6 comprend une boucle secondaire 23 respective associée à chaque boucle primaire 11 et alimentée en vapeur provenant du générateur de vapeur 8 de cette boucle primaire 11.
Le circuit secondaire 6 comprend au moins une turbine 24 configurée pour convertir l’énergie thermique contenue dans la vapeur circulant dans le circuit secondaire 6 en énergie mécanique.
Le circuit secondaire 6 comprend une ou plusieurs pompe(s) secondaire(s) 26 pour forcer la circulation de l’eau à l’intérieur du circuit secondaire 6.
Le circuit secondaire 6 comprend un condenseur 28 disposé en aval de la turbine 24 pour refroidir la vapeur sortant de la turbine et la ramener à l’état liquide. Le condenseur 28 est par exemple disposé entre le circuit secondaire 6 et un circuit de refroidissement 30, le condenseur 28 étant configuré pour un échange de chaleur entre l’eau du circuit secondaire 6 et de l’eau circulant dans le circuit de refroidissement 30.
La centrale nucléaire 2 comprend une génératrice électrique 32 couplée à la turbine 24 de manière à générer de l’énergie électrique à partir de l’énergie mécanique générée par la turbine 24. L’énergie électrique est par exemple fournie à un réseau électrique.
La centrale nucléaire 2 comprend un système de surveillance et de protection 40 permettant de surveiller et protéger la centrale nucléaire 2.
Le système de surveillance et de protection 40 comprend des premiers capteurs pour mesurer des premiers paramètres de fonctionnement, et des deuxièmes capteurs pour mesurer des deuxièmes paramètres de fonctionnement.
Les premiers capteurs comprennent par exemple des détecteurs de neutron 42 pour mesurer un flux neutronique dans le réacteur nucléaire 10.
Les détecteurs de neutrons 42 comprennent des détecteurs de neutrons internes disposés à l’intérieur du cœur 14 (généralement appelés détecteurs « incore ») et/ou des détecteurs de neutrons externes (non représentés) disposés à l’extérieur de la cuve 15 du réacteur nucléaire dans laquelle est reçu le cœur 14 (généralement appelés détecteurs « excore »).
Les détecteurs de neutrons 42 sont par exemple des détecteurs de neutrons autoalimentés (aussi désigné par l’acronyme SPND pour « Self-Powered Neutron Detector» en anglais).
Les détecteurs de neutrons 42 sont par exemple des détecteurs au Cobalt, au Vanadium et/ou au Rhodium.
La mesure du flux neutronique dans le réacteur 10 permet de calculer une valeur représentative de la puissance générée par le réacteur nucléaire 10 ou «puissance primaire >>.
Les deuxièmes capteurs comprennent par exemple un capteur de débit de vapeur 44 pour mesurer le débit de vapeur dans le circuit secondaire 6 à la sortie du générateur de vapeur 8, un capteur de pression 46 pour mesurer la pression dans le circuit secondaire 6 à la sortie du générateur de vapeur 8, un capteur de débit d’eau entrante 48 pour mesurer le débit d’eau entrant à l’état liquide dans le générateur de vapeur 8 dans le circuit secondaire 6, et/ou un capteur de température d’eau entrante 50 pour mesurer la température de l’eau à l’entrée du générateur de vapeur 8.
Les deuxièmes capteurs peuvent comprendre en outre un capteur de débit de purge 52 pour mesurer un débit d’eau à l’état liquide extraite du générateur de vapeur 8 côté circuit secondaire 6, via un conduit de purge 54.
Le système de surveillance et de protection 40 comprend une unité électronique de surveillance et de protection 60 configurée pour surveiller la centrale nucléaire 2 en fonction des signaux fournis par les premiers capteurs et les deuxièmes capteurs.
L’unité électronique de surveillance et de protection 60 est par exemple configurée pour commander la chute, la descente et la montée des grappes de commande 18 en fonction des signaux fournis par les premiers capteurs et les deuxièmes capteurs.
Comme illustré sur la Figure 2, l’unité de surveillance et de protection 60 est configurée pour mettre en œuvre un procédé de surveillance et de protection comprenant :
- une première étape E1 de mesure de paramètres de fonctionnement du circuit primaire 4 et/ou du circuit secondaire 6 ;
- une deuxième étape E2 de calcul, à partir des mesures des paramètres de fonctionnement et respectivement pour chaque générateur de vapeur 8, d’une puissance primaire P1; représentative de la puissance thermique générée par le réacteur nucléaire et envoyée au générateur de vapeur 8 via le circuit primaire 4, et d’une puissance secondaire P2 représentative de la puissance thermique transférée du circuit primaire au circuit secondaire 6 par le générateur de vapeur 8 ;
- une troisième étape E3 de calcul, respectivement pour chaque générateur de vapeur 8 :
- de la différence entre la puissance primaire Pt et la puissance secondaire P2,
- de la dérivée filtrée d’une différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2 ; et/ou
- d’une énergie accumulée par intégration de la différence entre la puissance primaire ΡΊ et la puissance secondaire P2; et
- une quatrième étape E4 de surveillance et de protection de la centrale nucléaire 2 en fonction de la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2, en fonction de la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2 et/ou en fonction de l’énergie accumulée calculée(s) pour chaque générateur de vapeur 8.
Par dérivée « filtrée », on entend une fonction dérivée cumulée à un filtre qui coupe les variations à haute fréquence et laisse passer les variations à basse fréquence (filtre passe-bas).
La puissance totale générée par le réacteur nucléaire 10 est transmise au circuit secondaire 6 via les N générateurs de vapeur 8. Chaque générateur de vapeur 8 a donc pour fonction de transférer au circuit secondaire 6 une fraction de la puissance totale générée par le réacteur nucléaire 10.
Dans un exemple de réalisation, la puissance primaire P1 est la puissance thermique totale générée par le réacteur nucléaire 10 rapportée au nombre N de générateurs de vapeur, i.e. la puissance totale générée par le réacteur nucléaire 10 divisée par le nombre N.
Dans un autre exemple de réalisation, une puissance primaire P1 est calculée respectivement pour chaque générateur de vapeur 8 comme la puissante générée par la région du cœur 14 située en regard de la boucle primaire 11 dans laquelle se situe le générateur de vapeur 8, plus spécifiquement en regard de la tubulure d’entrée de cette boucle primaire 11.
En effet, les tubulures d’entrée des boucles primaires 11 sont réparties sur la circonférence de la cuve 15, chaque tubulure d’entrée 11A étant située en regard d’une région resepctive du cœur 14, et chaque boucle primaire 11 étant principalement alimentée en fluide de refroidissement par la région du cœur 14 située en regard de la tubulure d’entrée de cette boucle primaire. Cet autre exemple de réalisation est plus particulièrement adapté au cas où le nombre N est égal ou supérieur à 2
Dans un mode de mise en œuvre, le procédé de surveillance et de protection comprend le calcul de la puissance primaire Pt en fonction d’une mesure du flux neutronique dans le du cœur 14 du réacteur nucléaire 10.
Le flux neutronique est mesuré à l’aide de détecteurs de neutron 42 incore et/ou excore (non représentés) équipant le réacteur nucléaire 10.
Le flux neutronique est mesuré pour l’ensemble du cœur 14 ou une région du cœur 14, ou pour une fraction du cœur 14, ou pour plusieurs régions distinctes du cœur 14, situées en regard de la tubulure d’entrée de la ou de chaque boucle primaire 11.
Il peut en effet s’avérer préférable de discrétiser au niveau d’une fraction du cœur 14 ou de plusieurs fractions du cœur 14 pour tenir compte de potentielles redistributions de puissance liées par exemple au fonctionnement normal du cœur 14 (épuisement, exploitation...) ou à un fonctionnement accidentel.
Dans un mode de mise en œuvre, le procédé de surveillance et de protection comprend le calcul de la puissance secondaire P2 associée à chaque générateur de vapeur 8 en fonction du débit de vapeur sortant du générateur de vapeur 8 dans le circuit secondaire 6, du débit d’eau entrant dans le générateur de vapeur 8 dans le circuit secondaire, de l’enthalpie massique (ou « enthalpie spécifique ») de la vapeur en sortie du générateur de vapeur 8 et de l’enthalpie massique de l’eau en entrée du générateur de vapeur 8.
L’enthalpie massique de la vapeur en sortie du générateur de vapeur 8 est en principe fonction de la température de la vapeur en sortie du générateur de vapeur 8 et de la pression de la vapeur en sortie du générateur de vapeur 8.
Dans un exemple de réalisation, l’enthalpie massique de la vapeur en sortie du générateur de vapeur 8 est calculée uniquement en fonction de la pression en sortie du générateur de vapeur 8 (sans tenir compte de de la température de la vapeur en sortie du générateur de vapeur 8). On peut en effet supposer que la vapeur est à saturation, de sorte que l’enthalpie massique ne dépend que de la pression.
L’enthalpie massique de l’eau en entrée du générateur de vapeur 8 est en principe fonction de la température de l’eau en entrée du générateur de vapeur 8 et de la pression de l’eau entrée du générateur de vapeur 8.
Dans un exemple de réalisation, l’enthalpie massique de l’eau en entrée du générateur de vapeur 8 est calculée uniquement en fonction de la température de l’eau en entrée du générateur de vapeur 8 (sans tenir compte de la pression de l’eau en entrée du générateur de vapeur 8). En effet, l’enthalpie massique de l’eau varie très peu en fonction de la pression de l’eau.
L’enthalpie massique de la vapeur en sortie du générateur de vapeur et/ou et l’enthalpie massique de l’eau en entrée du générateur de vapeur sont par exemple calculées à partir de tables prédéterminées, en particulier à partir d’une table prédéterminée donnant la valeur de l’enthalpie massique de la vapeur en sortie du générateur de vapeur en fonction de la pression en sortie du générateur de vapeur et/ou d’une table prédéterminée donnant la valeur de l’enthalpie massique de l’eau en entrée du générateur de vapeur en fonction de la température de l’eau alimentant le générateur de vapeur.
Dans un exemple de réalisation, la puissance secondaire P2 associée à chaque générateur de vapeur 8 est calculée en fonction de la formule suivante :
^2 ~ Qvapeur * hvapeur ~ Qeau alimentaire * heau alimentaire
OÙ
P2 est la puissance secondaire (W) ;
Qvapeur est le débit de vapeur en sortie du générateur de vapeur 8 (kg/s) ;
hvapeur est l’enthalpie massique de la vapeur (estimée à saturation) en sortie du générateur de vapeur 8 (J/kg) ;
Qeau alimentaire est le débit de l’eau à l’état liquide alimentant le générateur de vapeur 8 (kg/s) ; et h-eau alimentaire est l’enthalpie massique de l’eau à l’état liquide alimentant le générateur de vapeur 8 (J/kg).
En option, le calcul de la puissance secondaire P2 prend en compte le débit de purge d’eau à l’état liquide extraite du générateur de vapeur 8.
Dans un tel exemple de réalisation, la puissance secondaire P2 est par exemple calculée en fonction de la formule suivante :
^2 — Qvapeur * hvapeur — Qeau alimentaire * heau alimentaire + Qpurge * hpurge
OÙ
P2 est la puissance secondaire (W) ;
Qvapeur est le débit de vapeur en sortie du générateur de vapeur 8 (kg/s) ;
h-vapeur est l’enthalpie massique de la vapeur (estimée à saturation) en sortie du générateur de vapeur 8 (J/kg) ;
Qeau alimentaire est le débit de l’eau à l’état liquide alimentant le générateur de vapeur 8 (kg/s) ; et heau alimentaire est l’enthalpie massique de l’eau à l’état liquide alimentant le générateur de vapeur 8 (J/kg) ;
Qpurge est le débit de purge dans la conduite de purge du générateur de vapeur 8 (kg/s) ; et
Spurge est l’enthalpie massique de l’eau à l’état liquide purgée du générateur de vapeur 8 (J/kg).
Dans un mode de mise en oeuvre, le procédé de surveillance et de protection comprend le calcul de la différence entre la puissance primaire P] et la puissance secondaire P2 associée à chaque générateur de vapeur 8.
En variante ou en option, le procédé de surveillance et de protection comprend le calcul de la dérivée filtrée par rapport au temps de la différence entre la puissance primaire P] et la puissance secondaire P2 associée à chaque générateur de vapeur
8.Dans un mode de mise en oeuvre, le procédé de surveillance et de protection comprend le déclenchement d’une mesure de sécurité lorsque que la différence entre la puissance primaire P] et la puissance secondaire P2 d’un des N générateurs de vapeur passe audessus d’un seuil supérieur et/ou au-dessous d’un seuil inférieur.
Dans un mode de mise en oeuvre, le procédé de surveillance et de protection comprend le déclenchement d’une mesure de sécurité lorsque la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2 d’au moins un des N générateurs de vapeur passe au-dessus d’un seuil supérieur et/ou au-dessous d’un seuil inférieur.
Dans un exemple de réalisation, la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2 est calculée par intégration temporelle de la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2.
Ceci permet de partir d’une valeur initiale nulle et d’éliminer des erreurs constantes de mesure ou de calibration dues aux capteurs dont les signaux sont utilisés pour calculer la dérivée de la différence entre la puissance primaire P] et la puissance secondaire P2.
Dans un mode de mise en oeuvre, le procédé de surveillance et de protection comprend le calcul de l’énergie accumulée dans la centrale nucléaire, par intégration de la différence entre la puissance primaire P] et la puissance secondaire P2.
Dans un mode de mise en oeuvre, le procédé de surveillance et de protection comprend le déclenchement d’une mesure de sécurité lorsque l’énergie accumulée associée à au moins un des N générateurs de vapeur 8 passe au-dessus d’un seuil inférieur et/ou au-dessous d’un seuil supérieur.
Dans les différents modes de mise en oeuvre, chaque seuil supérieur ou inférieur est prédéterminé (i.e. fixe ou invariable) ou paramétrable (i.e. modifiable ou ajustable), par exemple en fonction de paramètres de fonctionnement de la centrale nucléaire 2, en particulier en fonction de l’axial offset et/ou du niveau de puissance courant du réacteur nucléaire.
Cela s’applique à chaque seuil parmi les seuils mentionnés ci-dessus, à savoir le seuil supérieur pour la différence entre la puissance primaire ΡΊ et la puissance secondaire P2, le seuil minimal pour la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2, le seuil supérieur pour la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2, le seuil inférieur pour la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2, le seuil supérieur pour l’énergie accumulée et le seuil inférieur pour l’énergie accumulée.
Il est possible de prévoir qu’un ou plusieurs parmi les seuils est(sont) prédéterminé(s), le(s) autre(s) seuil(s) étant paramétrable(s).
Telle qu’illustrée sur la Figure 3, l’unité de surveillance et de protection 60 est configurée pour la mise en œuvre du procédé de surveillance et de protection.
L’unité de surveillance et de protection 60 comprend un ensemble de calcul 61 comprenant un premier module de calcul 62 configuré pour calculer la puissance primaire Pt à partir des signaux de mesure des premiers capteurs, ici les détecteurs de neutrons 42.
L’ensemble de calcul 61 comprend un deuxième module de calcul 64 configuré pour calculer la puissance secondaire P2 associée à chaque générateur de vapeur 8 en fonction des signaux de mesure des deuxièmes capteurs, ici le capteur de débit de vapeur 44, le capteur de pression de vapeur 46 en sortie du générateur de vapeur 8, le capteur de débit d’eau entrante 48, le capteur de température d’eau entrante 50
En option, le deuxième module de calcul 64 est configuré pour calculer la puissance secondaire P2 à partir du signal de mesure délivré par le capteur de débit de purge 52 pour prendre en compte ce débit de purge comme indiqué plus haut.
En variante, le débit de purge n’est pas mesuré mais considéré comme constant, le débit de purge étant par exemple fixé à une fraction du débit nominal de l’eau dans le circuit secondaire 6, par exemple 1% de ce débit nominal.
L’unité de surveillance et de protection 60 comprend un soustracteur 66 pour calculer la différence entre la puissance primaire Pt et la puissance secondaire P2.
L’unité de surveillance et de protection 60 comprend ici un dérivateur filtré 68 pour calculer la dérivée filtrée par rapport au temps de la différence entre la puissance primaire Pt et la puissance secondaire P2.
L’unité de surveillance et de protection 60 comprend un ensemble de comparaison 70 configuré pour déterminer si une action de sécurité est nécessaire en fonction de la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pt et la puissance secondaire P2.
L’ensemble de comparaison 70 comprend un premier module de comparaison de dérivée 72 et/ou un deuxième module de comparaison de dérivée 74 pour comparer la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire ΡΊ et la puissance secondaire P2 à respectivement au seuil de dérivée inférieur et au seuil de dérivée supérieur.
En variante ou en option, l’ensemble de comparaison 70 comprend un module d’intégration 76 pour intégrer la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2et ainsi obtenir la différence entre la puissance primaire Pt et la puissance secondaire P2.
L’ensemble de comparaison 70 comprend un premier module de comparaison de puissance 78 et/ou un deuxième module de comparaison de puissance 80 pour comparer la différence entre la puissance primaire Pt et la puissance secondaire P2, obtenue par intégration de la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pt et la puissance secondaire P2, respectivement au seuil de puissance inférieur et au seuil de puissance supérieur.
En option, l’ensemble de comparaison 70 comprend une boucle de calibration de puissance 81 comprenant un module de calibration de puissance 82 recevant en entrée la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2 fournie par le module d’intégration 76 et délivrant un signal de calibration de puissance, et un soustracteur 84 pour soustraire le signal de calibration de puissance à la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2 en entrée du module d’intégration 76, le module d’intégration 76 recevant ainsi en entrée la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire Pi et la puissance secondaire P2 auquel a été soustrait le signal de calibration de puissance.
Le module de calibration de puissance 82 peut être configuré à titre d’exemple pour calculer le signal de calibration de puissance comme le rapport du signal d’entrée du module de calibration de puissance 82 sur une constante de temps, i.e. de la manière suivante :
Signal de sortie =
Signal d'entrée avec :
τΐ : constante de temps (s)
Signal d’entrée : signal d’entrée du module de calibration de puissance 82 (W).
Signal de sortie : signal de sortie du module de calibration de puissance 82 (W/s).
Une telle boucle de calibration ou de « remise à zéro progressive », associée à la dérivation puis l’intégration des puissances primaire et secondaire, permet de s’affranchir des problèmes de calibration de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire calculée ici par le soustracteur 66, des erreurs statiques de mesure ainsi que de l’accumulation des petites fluctuations passées en partant d’un valeur de référence stabilisée nulle.
En variante ou en option, l’ensemble de comparaison 70 comprend un module d’intégration 86 pour calculer l’énergie accumulée par intégration de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire délivrée par le module d’intégration 76.
En effet, une différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire signifie que de l’énergie s’accumule dans la centrale nucléaire 2, par exemple sous forme d’énergie thermique dans le circuit primaire 4 et/ou dans le circuit secondaire 6.
L’ensemble de comparaison 70 comprend un premier module de comparaison d’énergie 88 et/ou un deuxième module de comparaison d’énergie 90 pour comparer le signal d’énergie respectivement au seuil d’énergie inférieur et au seuil d’énergie supérieur.
En option, l’ensemble de comparaison 70 comprend une boucle de calibration d’énergie 91 comprenant un module de calibration d’énergie 92 recevant en entrée le signal d’énergie fourni par le module d’intégration d’énergie 86 et délivrant en sortie un signal de calibration d’énergie, et un soustracteur 94 pour soustraire le signal de calibration d’énergie à la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire obtenue par intégration de la dérivée filtrée de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire réalisée par le module d’intégration 76, le module d’intégration d’énergie 86 recevant en entrée la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire auquel a été soustrait le signal de calibration d’énergie.
Le module de calibration d’énergie 92 est configuré pour calculer un signal de calibration d’énergie par exemple comme le rapport du signal d’entrée du module de calibration de d’énergie 92 sur une constante de temps, i.e. selon la formule suivante :
/1 , \
Signal de sortie = I — * Signal d entrée I avec :
τ2 : constante de temps (s),
Signal d’entrée : signal d’entrée du module de calibration d’énergie 92 (J),
Signal de sortie: signal de sortie du module de calibration d’énergie 92 (J/s).
L’ensemble de comparaison 70 comprend un module de commande 95 recevant en entrée le résultat positif ou négatif de chaque comparaison réalisée par l’ensemble de comparaison 70.
Dans un mode de réalisation, dès qu’une comparaison est positive, i.e. dès que la dérivée de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, que la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire et/ou dès que l’énergie accumulée passe au-dessous d’un seuil inférieur ou au-dessus d’un seuil supérieur, le module de commande 95 est configuré pour déclencher une action de sécurité.
Des actions de sécurité envisageables individuellement ou en combinaison sont par exemple :
- la descente de grappes 18 de contrôle et/ou de grappes 18 d’arrêt pour diminuer la puissance du réacteur nucléaire 10 et/ou arrêter le réacteur nucléaire 10,
- l’arrêt de la turbine et l’isolement partiel du circuit d’eau alimentaire des générateurs de vapeur,
- en cas de puissance primaire supérieure à la puissance évacuée au secondaire, l’enclenchement d’un système de sûreté permettant d’évacuer la totalité de la puissance produite par le primaire,
- en cas de puissance primaire inférieure à la puissance évacuée au secondaire, l’activation d’un système de sûreté dans l’objectif d’accroitre la marge d’anti-réactivité dans le cœur du réacteur.
Dans ce qui précède, le procédé de surveillance et de protection est mis en œuvre pour chaque générateur de vapeur.
Les calculs de dérivée filtrée de différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, de différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, et d’énergie accumulée sont réalisés pour chacun des N générateurs de vapeur 8.
L’unité de surveillance et de protection 60 est configurée pour effectuer ces calculs et les comparaisons associée pour chacun des N générateurs de vapeur 8.
Une action de sécurité est par exemple déclenchée en cas de passage audessous d’un seuil inférieur ou de passage au-dessus d’un seuil supérieur pour l’un quelconque des générateurs de vapeur.
Le calcul de la puissance secondaire peut être effectué différemment du calcul indiqué précédemment, à partir de paramètres différents, et donc de capteurs différents.
La puissance secondaire associée à chaque générateur de vapeur 8 est par exemple calculée en fonction de la pression dans le générateur de vapeur, de la température de l’eau entrant dans le générateur de vapeur côté circuit primaire, de la température de l’eau sortant du générateur de vapeur côté circuit primaire et du débit d’eau dans le circuit primaire.
La puissance secondaire est par exemple calculée selon la formule suivante :
M v Γ dTsat y dPvaPeur
MGV^LpXgp x dt ( = ~kl x — x hvapeur + Çi x (hwÇjBcft ^^vap
Λ2)) - hw(TBF(t)^ où :
P2 est la puissance secondaire(W);
k, est un terme correctif ajustable
Mgv est la masse d’eau présente dans le générateur de vapeur. Cette masse d’eau est sensiblement constante lors du fonctionnement normal du réacteur nucléaire (Kg);
Cp est la capacité calorifique massique de l’eau dans le générateur de vapeur. Elle est fonction de la pression dans le générateur de vapeur (J/(Kg*K));
Pvapeur est la pression de la vapeur en sortie du générateur de vapeur (Pa);
dP va^ur est la dérivée filtrée par rapport au temps de la pression de la vapeur en sortie du générateur de vapeur ;
^^est la dérivé partielle de la température de saturation de l’eau Tsat (°C) en vPsat fonction de la pression de saturation de l’eau Psat ;
Ahvap est l’enthalpie massique de passage de l’eau de l’état liquide à l’état gazeux (J/kg);
hvapeur est l’enthalpie massique de la vapeur (J/Kg);
Qx est le débit d’eau dans le circuit primaire (Kg/s);
dt2 est un pas de temps représentatif du temps de transport du fluide primaire à l’intérieur du générateur de vapeur (s) hw(TBC(t - dt2)) (J/kg) est l’enthalpie massique de l’eau à la température THL de l’eau dans le circuit primaire à l’entrée du générateur de vapeur à l’instant t - dt2 ; et hw(TBF(t)) (J/kg) est l’enthalpie massique de l’eau à la température TCL de l’eau dans le circuit primaire à la sortie du générateur de vapeur à l’instant t.
Dans l’équation ci-dessus, le deuxième membre Qr x (hw[TBC(t - dt2)) hw(TBF(t'))^ est représentatif de la puissance transférée du circuit primaire au générateur de vapeur considéré.
Dans un autre exemple de réalisation, ce deuxième membre est remplacé par une autre expression de cette même puissance :
X \ TmQy (Tbc '> Tbf) I’sat \fvapeur)) où :
k2 est un coefficient de proportionnalité ;
Tmoy est la température moyenne calculée à partir de TBC et TBF ;
Tsat est la température de saturation calculée à partir de la pression vapeur Pvapeur MGVxcpx^xdPvft eur
Le premier membre --------------x hvapeur est quant à lui une puissance
Δ^ναρ P de création de vapeur représentative de la puissance nécessaire pour chauffer l’eau contenue dans le générateur de vapeur à la température de saturation du fait d’une variation de la pression dans le générateur de vapeur.
Le premier membre est représentatif d’une fraction de la puissance qui n’est pas transférée au circuit secondaire. En effet, lorsque la pression de la vapeur augmente flPvapeur est positif), la création de vapeur nécessite d’augmenter la température de l’eau pour la ramener aux conditions de saturation.
dT dP
L’expression MGV xCpx x ™peur est représentative de la puissance dPsat dt consommée pour revenir aux conditions de saturation. La division par l’enthalpie massique de passage de l’eau de l’état liquide à l’état gazeux (Δύυαρ) et la multiplication par l’enthalpie massique de la vapeur (hvapeur ) permettent d’obtenir la puissance liée à la vapeur non crée mais utilisée pour réchauffer l’eau (par rapport à l’état stable si dPvapeur est positif).
Pour la mise en oeuvre de ce mode de réalisation, comme illustré sur la Figure 1, la centrale nucléaire 2 comprend un capteur de température d’entrée 98 pour mesurer la température de l’eau dans le circuit primaire 4 dans la branche chaude alimentant le générateur de vapeur 8 (ou « hot leg » en anglais), un capteur de température de sortie 96 pour mesurer la température de l’eau dans le circuit primaire 6 dans la branche froide à la sortie du générateur de vapeur 8 (ou « cold leg » en anglais) et un capteur pour mesurer une valeur représentative du débit de l’eau dans le circuit primaire 4, ici un capteur de vitesse 100 configuré pour mesurer la vitesse de rotation de la pompe primaire 20, ce qui permet d’en déduire le débit de l’eau dans le circuit primaire 4.
La Figure 4 représente un exemple de réalisation d’un ensemble de calcul 61 pour la mise en oeuvre de cette variante.
Les références numériques se rapportant à des éléments similaires à ceux de l’exemple de réalisation de la Figure 3 ont été conservées
L’ensemble de calcul 61 de l’unité de commande 60 comprend un module de dérivation de puissance primaire 102 recevant en entrée la puissance primaire calculée par le premier module de calcul 62 et fournissant en sortie une dérivée filtrée de la puissance primaire.
L’ensemble de calcul 61 comprend un module de dérivation de pression 104 recevant en entrée le signal de mesure du capteur de pression 46 en sortie du générateur de vapeur, et fournissant en sortie la dérivée filtrée de la pression en sortie du générateur de vapeur 8.
L’ensemble de calcul 61 comprend un module de temporisation 106 recevant en entrée le signal de mesure de température délivré par le capteur de température d’entrée 98 et délivrant en sortie, à un instant t, un signal de mesure de température retardé égal au signal de mesure de température reçu à un instant t-dt2, i.e. antérieur d’un incrément de temps dt2.
L’ensemble de calcul 61 comprend un module de calcul de dérivée de puissance secondaire 108 recevant en entrée la dérivée de la pression en sortie du générateur de vapeur, le signal de mesure de température délivré par le capteur de mesure de sortie 96, le signal de mesure de température retardé délivré par le module de temporisation 106, et le signal de mesure de vitesse du capteur de vitesse 100.
Par ailleurs dans une variante, la mesure de vitesse est remplacée par une mesure de différence de pression sur la pompe primaire 20, à savoir la différence entre la pression en aval et la pression en amont de la pompe primaire 20.
L’ensemble de calcul 61 comprend un soustracteur 110 pour calculer la différence entre la dérivée de la puissance primaire, fournie ici par le module de dérivation de puissance primaire 102, et la dérivée de la puissance secondaire, fournie ici par le module de calcul de dérivée de puissance secondaire 108.
L’ensemble de calcul 61 délivre donc en sortie la dérivée de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire. Ce signal est par exemple utilisé par un ensemble de comparaison 70 analogue à celui de la Figure 3.
Dans une centrale nucléaire 2, les capteurs équipant la centrale nucléaire 2 possèdent différents niveaux de qualification. Plus le niveau de qualification est élevé, plus le signal de mesure fourni par le capteur peut être considéré comme fiable dans l’environnement agressif représenté par le centrale nucléaire 2, en termes notamment de température, de pression et de radiations.
En particulier, les capteurs utilisés dans le procédé de surveillance et de protection selon la variante illustrée sur la Figure 4 sont couramment utilisés dans les centrales nucléaires et possèdent déjà un niveau de qualification élevé permettant leur utilisation pour la surveillance et de protection de la centrale nucléaire 2.
L’unité de surveillance et de protection 60 comprend par exemple un processeur, une mémoire et un produit programme d’ordinateur exécutable par le processeur lorsqu’il 5 est enregistré sur la mémoire, et contenant les instructions de code logiciel pour la mise en oeuvre du procédé de commande. Les modules de l’unité de surveillance et de protection 60 sont alors des modules logiciels du produit programme d’ordinateur.
Ainsi, l’invention concerne de manière générale un produit programme d’ordinateur enregistrable sur une mémoire et exécutable par un processeur, le produit programme 10 d’ordinateur contenant des instructions de code logiciel pour la mise en oeuvre du procédé de commande
En variante, l’unité de surveillance et de protection 60 comprend un circuit imprimé ou un composant logique programmable (par ex un FPGA pour « Field Programmable Gate Array » en anglais) configuré pour la mise en oeuvre du procédé de commande.

Claims (15)

  1. REVENDICATIONS
    1. - Procédé de surveillance et de protection d’une centrale nucléaire à eau sous pression, la centrale nucléaire comprenant un circuit d’eau primaire (4) et un circuit d’eau secondaire (6) couplés thermiquement par l’intermédiaire de N générateur(s) de vapeur (8), N étant un nombre entier égal ou supérieur à 1, chaque générateur de vapeur (8) étant configuré pour transférer de l’énergie thermique du circuit primaire (4) au circuit secondaire (6), le circuit primaire (4) intégrant un réacteur nucléaire (10) pour chauffer l’eau du circuit primaire (4) et le circuit d’eau secondaire (6) intégrant une turbine (24) pour produire de l’énergie mécanique à partir de la vapeur générée dans le générateur de vapeur (8), le procédé comprenant :
    - la mesure de paramètres de fonctionnement du circuit primaire (4) et/ou du circuit secondaire (6) ;
    - à partir des mesures des paramètres de fonctionnement, le calcul, respectivement pour chaque générateur de vapeur (8), d’une puissance primaire (PO représentative de la puissance thermique générée par le réacteur nucléaire et envoyée vers le générateur de vapeur (8) via le circuit primaire, et d’une puissance secondaire (P2) représentative de la puissance thermique extraite du générateur de vapeur (8) par le circuit secondaire,
    - le calcul d’une différence entre la puissance primaire (Pi) et la puissance secondaire (P2), d’une dérivée filtrée d’une différence entre la puissance primaire (Pi) et la puissance secondaire (P2) et/ou d’une énergie accumulée par intégration d’une différence entre la puissance primaire (Pi) et la puissance secondaire (P2); et
    - la surveillance et la protection de la centrale nucléaire (2) en fonction de la dérivée filtrée de différence entre la puissance primaire (Pi) et la puissance secondaire (P2), en fonction de la différence entre la puissance primaire (PO et la puissance secondaire (P2) et/ou en fonction de l’énergie accumulée calculée(s) pour chaque générateur de vapeur (8).
  2. 2. - Procédé de surveillance et de protection selon la revendication 1, comprenant le calcul de la puissance primaire générée par l’ensemble du cœur du réacteur nucléaire et/ou par les régions du cœur situées en face des boucles primaires en fonction d’une mesure du flux neutronique dans lesdites régions du cœur du réacteur nucléaire.
  3. 3. - Procédé de surveillance et de protection selon la revendication 2, dans lequel la mesure d’un flux neutronique est réalisée à l’aide de détecteurs de neutrons (42), chaque détecteur de neutrons étant situé à l’intérieur du cœur ou à l’extérieur de la cuve du réacteur nucléaire.
  4. 4. - Procédé de surveillance et de protection selon l’une quelconque des revendications précédentes, comprenant le calcul de la puissance secondaire en fonction du débit de la vapeur sortant du générateur de vapeur (8), de l’enthalpie massique de la vapeur sortant du générateur de vapeur (8), du débit de l’eau à l’état liquide entrant dans le générateur de vapeur (8) et de l’enthalpie massique de l’eau à l’état liquide entrant dans le générateur de vapeur (8).
  5. 5. - Procédé de surveillance et de protection selon la revendication 4, dans lequel la puissance secondaire est calculée en fonction en outre d’un débit d’eau à l’état liquide purgée du générateur de vapeur (8) et de l’enthalpie massique de l’eau à l’état liquide purgée du générateur de vapeur (8).
  6. 6. - Procédé de surveillance et de protection selon l’une quelconque des revendications précédentes, comprenant le calcul de la puissance secondaire en fonction de la pression en sortie du générateur de vapeur (8), de la température de l’eau du circuit primaire à l’entrée du générateur de vapeur (8), de la température de l’eau du circuit primaire à la sortie du générateur de vapeur (8), et du débit de l’eau dans le circuit primaire (4).
  7. 7. - Procédé de surveillance et de protection selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel une puissance secondaire est calculée en fonction d’une puissance transférée du circuit primaire (4) au générateur de vapeur (8), diminuée d’une puissance de création de vapeur représentative de la puissance nécessaire pour chauffer l’eau contenue dans le générateur de vapeur à la température de saturation du fait d’une variation de la pression dans le générateur de vapeur.
  8. 8. - Procédé de surveillance et de protection selon la revendication 7, dans lequel la puissance de création de vapeur est calculée en fonction de la masse d’eau présente dans le générateur de vapeur, de la capacité calorifique massique de l’eau présente dans le générateur de vapeur, de l’enthalpie latente massique de vaporisation de l’eau à l’état liquide contenue dans le générateur de vapeur, et de l’enthalpie massique de la vapeur en sortie du générateur de vapeur.
  9. 9. - Procédé de surveillance et de protection selon l’une quelconque des revendications précédentes, comprenant l’intégration de la dérivée de la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire pour obtenir la différence entre la puissance primaire et la puissance secondaire, sans erreur de mesure ou de calibration fixe.
  10. 10. - Procédé de surveillance et protection selon l’une quelconque des revendications précédentes, comprenant la diminution de la puissance du réacteur nucléaire (10) lorsque :
    - la dérivée filtrée de différence entre la puissance primaire (ΡΊ) et la puissance secondaire (P2), passe au-dessous d’un seuil inférieur et/ou au-dessus d’un seuil supérieur,
    - la différence entre la puissance primaire (Pi) et la puissance secondaire (P2) passe au-dessous d’un seuil inférieur et/ou au-dessus d’un seuil supérieur, et/ou
    - l’énergie obtenue par intégration de la différence entre la puissance primaire (Pi) et la puissance secondaire (P2) passe au-dessous d’un seuil inférieur et/ou au-dessus d’un seuil supérieur.
  11. 11, - Procédé de surveillance et de protection selon la revendication 10, dans lequel un ou chaque seuil est prédéterminé ou paramétrable, par exemple en fonction de l’axial offset et de la puissance du réacteur nucléaire.
  12. 12, - Procédé de surveillance et de protection selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la puissance primaire (PO associée à au moins un générateur de vapeur (8) est calculée comme la puissance thermique générée par le réacteur nucléaire rapportée au nombre N de générateurs de vapeur (8).
  13. 13, - Procédé de surveillance et de protection selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le nombre N est égal ou supérieur à 2 et chaque générateur de vapeur (8) est situé dans une boucle primaire (11) respective du circuit primaire (4), chaque boucle primaire (11) étant alimentée par une tubulure d’entrée (11 A) respective, chaque tubulure d’entrée étant située en regard d’une région respective du cœur (14), dans lequel la puissance primaire (Pi) associée à au moins un générateur de vapeur (8) est calculée en fonction de la puissance thermique générée par la région du cœur (14) située en regard de la tubulure d’entrée (11A) de la boucle primaire (11) dans laquelle se situe le générateur de vapeur (8).
  14. 14, - Centrale nucléaire comprenant un circuit primaire intégrant un réacteur nucléaire à eau sous pression pour générer de l’énergie thermique et un circuit secondaire intégrant une turbine pour convertir de l’énergie thermique en énergie mécanique, le circuit primaire et le circuit secondaire étant couplés thermiquement par l’intermédiaire de N générateur(s) de vapeur (8), N étant un nombre entier égal ou supérieur à 1, chaque générateur de vapeur (8) étant configuré pour transférer de l’énergie thermique du circuit primaire au circuit secondaire, et un système de surveillance et protection (40) configuré pour la mise en œuvre d’un procédé de surveillance et de protection selon l’une quelconque des revendications précédentes.
  15. 15, - Produit programme d’ordinateur enregistrable sur une mémoire et exécutable par un processeur, le produit programme d’ordinateur contenant des instructions de code logiciel pour la mise en œuvre d’un procédé de surveillance et de protection selon l’une quelconque des revendications 1 à 13.
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