FR3084958A1 - Procede de limitation de fonctionnement d'un reacteur nucleaire - Google Patents
Procede de limitation de fonctionnement d'un reacteur nucleaire Download PDFInfo
- Publication number
- FR3084958A1 FR3084958A1 FR1857415A FR1857415A FR3084958A1 FR 3084958 A1 FR3084958 A1 FR 3084958A1 FR 1857415 A FR1857415 A FR 1857415A FR 1857415 A FR1857415 A FR 1857415A FR 3084958 A1 FR3084958 A1 FR 3084958A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- power
- temperature
- axial
- heat transfer
- transfer fluid
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- 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
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/112—Measuring temperature
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- 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
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
L'invention concerne un procédé de limitation de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (100). Le procédé comprend : - pour chaque boucle de refroidissement (108A, 108B, 108C), mesure d'une première et deuxième température du fluide caloporteur et détermination d'un paramètre de puissance représentatif de la puissance du réacteur ; - comparaison des paramètres de puissance et sélection du paramètre de puissance maximal représentatif de la puissance la plus élevée ; - pour chaque dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D), estimation d'un paramètre de différence axiale de puissance ; - comparaison des paramètres de différence axiale de puissance et sélection du paramètre de différence axiale de puissance maximal représentatif de la différence axiale de puissance la plus élevée ; - détermination d'une combinaison du paramètre de puissance maximal et du paramètre de différence axiale de puissance maximal, et blocage du module (122) de contrôle de la température quand un premier seuil prédéterminé est dépassé.
Description
Procédé de limitation de fonctionnement d’un réacteur nucléaire
La présente invention concerne un procédé de limitation de fonctionnement d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire comprenant :
- un cœur, comprenant une pluralité d’assemblages combustibles ;
- une cuve comprenant le cœur, la cuve présentant un axe central ;
- une pluralité de boucles de refroidissement pour la circulation d’un fluide caloporteur à l'intérieur du cœur, chaque boucle de refroidissement comportant une branche froide et une branche chaude, chaque branche étant connectée à la cuve, les branches chaudes et les branches froides étant espacées circonférentiellement autour de l’axe central de la cuve ;
- une pluralité de dispositifs de mesure, chaque dispositif de mesure étant agencé pour estimer un paramètre de différence axiale de puissance représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur à proximité du dispositif de mesure, les dispositifs de mesure étant espacés circonférentiellement autour de l’axe central de la cuve ;
- une pluralité de grappes de commande, agencées pour être insérées à l’intérieur du cœur ou retirées du cœur ;
- un module de contrôle de la température du fluide caloporteur, agencé pour commander l’insertion ou le retrait d'au moins une grappe de commande pour contrôler la température du fluide caloporteur.
L’invention concerne plus particulièrement les réacteurs à eau pressurisée.
Un tel procédé a pour objectif principal d’optimiser le contrôle du réacteur afin que ce dernier fournisse la puissance requise à tout moment, tout en évitant à la fois l’usure prématurée des assemblages de combustible et tout risque d’accident. Pour ce faire, des critères de sûreté très stricts, qui passent notamment par le contrôle de la réactivité du cœur, sont définis pour limiter les risques.
Ainsi, le module de contrôle de la température, lorsqu’il est activé, permet de réguler de manière automatique les variations de température du fluide caloporteur en contrôlant la réaction en chaîne qui se déroule dans le cœur. Un transitoire de réchauffement entraîne une insertion de grappes de commande afin d’absorber davantage les neutrons du flux neutronique générés par la réaction nucléaire en chaîne, de ralentir la réaction et de diminuer la puissance du cœur. Inversement, un transitoire de refroidissement entraîne l’extraction de grappes de commande afin de diminuer la quantité de neutrons absorbés et ainsi activer la réaction en chaîne et augmenter la puissance du cœur.
Un problème se pose avec ce type de régulation, notamment au cours de certains transitoires accidentels qui provoquent un refroidissement rapide du fluide caloporteur. Dans une telle situation, le module de contrôle de la température provoque une remontée rapide de grappes de commande afin de réactiver la réaction en chaîne. Cette extraction peut faire que le point de fonctionnement du réacteur s’écarte du domaine de fonctionnement qui permet de garantir le respecter des critères de sûreté en fonctionnement normal et au cours d’un transitoire accidentel.
FR 2 665 014 B1 décrit un procédé et un dispositif de limitation classé sûreté permettant de pallier ce problème en créant un signal de blocage des ordres d’extraction du module de contrôle de la température lorsque le point de fonctionnement du réacteur sort du domaine de fonctionnement autorisé.
Dans les réacteurs du type précité comportant une pluralité de boucles de refroidissement, le procédé est appliqué sur chacune des boucles indépendamment en associant à chaque boucle un dispositif de mesure estimant un paramètre local représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur. Le procédé actuel n’est pas optimal en cas de transitoire dissymétrique provoqué par exemple par une chute de grappe(s). Le caractère local de l’anomalie concernant le cœur est mal pris en compte par le procédé actuel et entraine la création de signaux de blocage des ordres d'extraction des grappes de commande qui ne permettent pas d’exploiter au mieux le réacteur et de disposer des marges maximales aux critères de sûreté.
Un objectif de l’invention est de proposer un procédé qui permette d'optimiser le contrôle du module de contrôle de la température. A cet effet, l’invention porte sur un procédé de limitation de fonctionnement d’un réacteur nucléaire du type précité, comportant les étapes suivantes :
- pour chaque boucle de refroidissement, mesure d’une première température et d’une deuxième température du fluide caloporteur respectivement dans la branche chaude et dans la branche froide de la boucle de refroidissement, et détermination à partir de la première température et de la deuxième température, d’un paramètre de puissance représentatif de la puissance du réacteur nucléaire au niveau de chaque boucle de refroidissement ;
- comparaison entre eux des paramètres de puissance de chacune des boucles de refroidissement et sélection parmi lesdits paramètres de puissance, du paramètre de puissance maximal représentatif de la puissance la plus élevée ;
- pour chaque dispositif de mesure, estimation d’un paramètre de différence axiale de puissance représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur à proximité du dispositif de mesure,
- comparaison entre eux des paramètres de différence axiale de puissance estimés par les dispositifs de mesure, et sélection parmi lesdits paramètres de différence axiale de puissance du paramètre de différence axiale de puissance maximal représentatif de la différence axiale de puissance la plus élevée ;
- détermination d’une combinaison du paramètre de puissance maximal et du paramètre de différence axiale de puissance maximal, et blocage du module de contrôle de la température du fluide caloporteur pour empêcher le retrait d’une grappe de commande quand la combinaison dépasse un premier seuil prédéterminé.
Ainsi, grâce au procédé, les transitoires dissymétriques sont mieux pris en compte 10 dans le procédé de blocage du module de contrôle de la température. Ceci est obtenu en utilisant l’ensemble des mesures de température effectuées dans les branches chaudes et froides des boucles de refroidissement et l’ensemble des dispositifs de mesure de la différence axiale de puissance disponibles sur le réacteur.
Selon des modes de réalisations particuliers, le procédé selon l’invention 15 comprend une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles :
- la combinaison du paramètre de puissance maximal et du paramètre de différence de puissance maximal est une combinaison linéaire à coefficients positifs ou nuis du paramètre de puissance maximal et du paramètre de différence axiale de puissance maximal, les coefficients positifs définissant des paramètres de seuil ;
- le procédé comprend en outre le blocage du module de contrôle de la température du fluide caloporteur pour empêcher le retrait d’une grappe de commande quand le paramètre de puissance maximal dépasse un deuxième seuil prédéterminé ;
- le deuxième seuil prédéterminé est supérieur à 100% ;
- te premier seuil prédéterminé et/ou le deuxième seuil prédéterminé et/ou les paramètres de seuil sont propres au réacteur nucléaire ;
- le réacteur comprend au moins trois boucles de refroidissement et quatre dispositifs de mesure agencés pour estimer un paramètre de différence de puissance représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur au niveau du dispositif de mesure.
L’invention porte également sur un réacteur nucléaire comprenant :
- un cœur, comprenant une pluralité d’assemblages combustibles ;
- une cuve comprenant le cœur, la cuve présentant un axe central ;
- une pluralité de boucles de refroidissement pour la circulation d’un fluide caloporteur à l’intérieur du cœur, chaque boucle de refroidissement comportant une branche froide et une branche chaude, chaque branche étant connectée à la cuve, les branches chaudes et ies branches froides étant espacées circonférentiellement autour de Taxe central de la cuve ;
- une pluralité de dispositifs de mesure, chaque dispositif de mesure étant agencé pour estimer un paramètre de différence de puissance représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur à proximité du dispositif de mesure, les dispositifs de mesure étant espacés circonférentiellement autour de l’axe central de la cuve ;
- une pluralité de grappes de commande, agencées pour être insérées à l’intérieur du cœur ou retirées du cœur ;
- un module de contrôle de la température du fluide caloporteur, agencé pour commander l’insertion ou le retrait d’au moins une grappe de commande pour contrôler la température du fluide caloporteur ;
- un module de limitation de fonctionnement du réacteur nucléaire apte à mettre en œuvre le procédé tel que décrit plus haut.
D’autres caractéristiques et avantages ressortiront de la description détaillée cidessous, qui est donnée à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, parmi lesquelles :
- le figure 1 est une vue de dessus schématique d’un réacteur selon l’invention,
- la figure 2 est une représentation d’un domaine de fonctionnement d’un réacteur nucléaire et d’un transitoire de chute de grappe typique représenté dans ce domaine,
- les figures 3 et 4 sont respectivement des représentations de la différence de température mesurée dans trois boucles de refroidissement d’un réacteur, et de la différence axiale de puissance mesurée par quatre dispositifs de mesure différents, en cas de transitoire dissymétrique, comme par exemple un transitoire accidentel de chute de grappes, et
- la figure 5 est une représentation de seuils de blocage du procédé selon l'invention et l’évolution du transitoire de la figure 3 obtenue par la mise en œuvre de l’invention.
Un réacteur 100 selon l’invention est représenté en vue de dessus, de manière schématique sur la figure 1.
Le réacteur 100 est par exemple un réacteur à eau pressurisée ou REP (PWR pour pressurized water reactor en anglais).
Le réacteur 100 comprend un cœur 102, comprenant une pluralité d’assemblages combustibles 104, siège de la réaction nucléaire en chaîne.
Le combustible est par exemple de l’oxyde d’uranium faiblement enrichi ou du combustible de type MOX (pour Mélanges d’Oxydes) comprenant du dioxyde de plutonium et du dioxyde d’uranium appauvri. Les assemblages 104 sont typiquement formés par un agencement de crayons combustibles. Le nombre d'assemblages 104 est par exemple compris entre 120 et 250.
Le réacteur comprend également une cuve 106 présentant un axe central et comprenant le cœur 102.
Le réacteur 100 comprend en outre une pluralité de boucles de refroidissement 108A, 108B, 108C, par exemple trois comme représentées sur la figure 1, pour la circulation d’un fluide caloporteur à l’intérieur du cœur 102.
En variante (non représentée), le réacteur 100 comprend quatre boucles de refroidissement.
Le fluide caloporteur est par exemple de l’eau légère.
Chaque boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C comporte une branche froide 110 et une branche chaude 112. Chacune des branches froides 110 et des branches chaudes 112 est connectée à la cuve.
Les branches froides 110 et les branches chaudes 112 sont réparties circonférentiellement autour de l’axe central de la cuve 106.
Chaque boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C comprend par exemple au moins une pompe primaire 114 pour assurer la circulation sous pression du fluide caloporteur à l’intérieur de la boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C.
La pompe primaire 114 est connectée à la branche froide 110 de la boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C.
Chaque boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C comprend un récepteur thermique 116, préférentiellement un générateur de vapeur, destiné à transférer la puissance fournie par le fluide caloporteur à un circuit secondaire (non représenté).
Le récepteur thermique est connecté à la branche chaude 112 de la boucle de refroidissement 108.
Chaque boucle de refroidissement comprend en outre une branche en U reliant le récepteur thermique 116 à la pompe primaire 114.
Chaque boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C est un circuit primaire dans lequel te fluide caloporteur mis sous pression par la pompe primaire 114 est chargé de récupérer la chaleur produite par le cœur 102 en circulant entre tes assemblages combustibles 104 où se produit la réaction nucléaire.
Le réacteur comprend une pluralité de dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C, 118D par exempte quatre comme illustrés sur la figure 1.
Les dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C, 118D sont localisés sur par exemple des axes diagonaux du cœur 102. Les dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C, 118D sont espacés circonférentieilement autour de l’axe central de la cuve 106.
Chaque dispositif de mesure 118A, 118B, 118C, 118D est agencé pour estimer un paramètre de différence axiale de puissance représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur 102, au niveau du dispositif de mesure 118A, 118B, 118C, 118D.
La différence axiale de puissance, notée ci-après Dl, est définie comme la différence entre la puissance PH mesurée dans la partie supérieure du cœur 102 et la puissance PB mesurée dans la partie inférieure du cœur 102.
Le dispositif de mesure 118A, 118B, 118C, 118D est typiquement un capteur excore, c’est-à-dire disposé à l’extérieur du cœur 102 et de la cuve 106.
Chaque dispositif de mesure 118A, 118B, 118C, 118D comprend par exemple deux chambres d’ionisation disposés axialement, classiquement dénommées « chambres niveau puissance » ou CNP par l’homme du métier.
Les chambres d’ionisation sont typiquement placées dans un conduit inséré dans le béton du génie civil du réacteur 100.
Le fonctionnement de ces chambres est connu de l’homme du métier et ne sera pas détaillé dans la présente demande.
Le réacteur 100 comprend également une pluralité de grappes de commande 120 agencées pour être insérées à l’intérieur du cœur 102 ou retirées du cœur 102 afin de contrôler la réactivité du cœur 102.
Les grappes de commande 120 comprennent des matériaux absorbant les neutrons.
Lorsqu’une ou plusieurs grappes de commande 120 sont insérées dans le cœur, la réactivité du cœur 102 diminue. La puissance générée par la réaction et par conséquent, la température du fluide caloporteur dans la boucle chaude 112 diminuent également.
A l’inverse, lorsqu’une ou plusieurs grappes de commande 120 sont retirées du cœur 102, la réactivité du cœur 102 augmente. La puissance générée par la réaction et par conséquent, la température du fluide caloporteur dans la boucle chaude 112 augmentent également.
Le réacteur 100 comprend également un module 122 de contrôle de la température du fluide caloporteur, agencé pour commander l’insertion ou le retrait d’au moins une grappe de commande 120 pour contrôler la température du fluide caloporteur.
Afin d’éviter les variations trop importantes de la température du fluide caloporteur qui circule dans la boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C, un programme de température de référence en fonction du niveau de puissance est défini.
Lors d’un écart entre la température moyenne mesurée dans la branche chaude 112 et la branche froide 110 et la température de référence, le module 122, lorsqu’il est activé, actionne automatiquement les grappes de commande 120 du cœur 102 de manière à corriger cet écart, par insertion ou retrait d’au moins une grappe de commande 120.
Le réacteur 100 comprend également un module 124 de limitation de fonctionnement du réacteur nucléaire 100 apte à mettre en œuvre un procédé selon l’invention. Comme il sera décrit ci-dessous, le module 124 de limitation de fonctionnement du réacteur 100 permet de bloquer le module 122 de contrôle de la température du fluide caloporteur, notamment dans le cas d’un transitoire dissymétrique de chute de grappe, mais également dans tout transitoire conduisant à une augmentation de puissance par retrait des grappes, et en particulier lorsque la puissance est localisée dans le haut du cœur.
La figure 2 présente un domaine de fonctionnement 200 typique d’un réacteur 100.
Le domaine de fonctionnement 200 est délimité par une pluralité de droites limites dans un plan dans lequel les coordonnées sont la différence axiale de puissance en abscisse, telle que définie plus haut, et la puissance nucléaire du réacteur 100 en ordonnée.
Le domaine de fonctionnement 200 est un domaine autorisé du cœur 102 pour lequel les critères de sûreté du réacteur 100 sont respectés, y compris au cours de transitoires accidentels.
Une courbe 202 présente une évolution typique d’un transitoire accidentel de chute de grappe typique dans ce domaine, dans un cas général pour un réacteur qui ne comprend pas le module 124 de limitation de fonctionnement du réacteur 100 de l’invention.
La courbe 202 ne présente qu’un exemple de transitoire pour lequel le procédé selon l’invention est applicable et particulièrement avantageux. Le procédé selon l’invention permet d’optimiser le contrôle du module de contrôle de la température pour d’autres types de transitoires comme par exempte l’augmentation excessive de charge, la rupture de tuyauterie vapeur à pleine puissance ou certains scenarii de retraits incontrôlés de groupe en puissance.
Le transitoire représenté sur la courbe 202 correspond à une situation particulièrement défavorable dans laquelle le transitoire a lieu alors que le réacteur 100 fonctionne à une puissance maximale et une différence axiale de puissance maximale autorisées par te domaine de fonctionnement 200 (en haut à droite du domaine de fonctionnement 200).
La chute de la grappe de commande 120 entraîne une baisse rapide de la réactivité du cœur 102 qui se manifeste par une chute de la puissance nucléaire et une variation de la différence axiale de puissance. Elle provoque l’activation du module 122.
Lorsqu’il est activé, le module 122 de contrôle de la température du fluide caloporteur provoque une remontée «rapide» des grappes de commande 120, par exemple en 20 secondes. Comme on le voit sur la figure 2, ceci a pour conséquence d’apporter de la réactivité au cœur 102 entraînant une augmentation de la puissance nucléaire et d’autre part, de provoquer une remontée de la distribution de puissance vers te haut du cœur 102 et donc un accroissement de la différence axiale de puissance.
Comme on peut te constater sur la figure 2, le transitoire représenté par la courbe 202 entraîne te point de fonctionnement loin du domaine 200 de telle sorte que les limites de sûreté du cœur 102 peuvent être dépassées.
Le procédé selon l’invention est classé sûreté.
Le procédé selon l'invention comprend tout d’abord pour chaque boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C, une mesure d’une première température TH et d’une deuxième température Tc du fluide caloporteur respectivement dans la branche chaude 112 et dans la branche froide 110 de la boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C, et une détermination à partir de la première température TH et de la deuxième température Tc d’un paramètre de puissance DTL représentatif de la puissance du réacteur nucléaire 100 au niveau de chaque boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C.
Préférentiellement, la première température TH et la deuxième température Tc sont des températures moyennes, c’est-à-dire que les première et deuxième températures représentent la température de la boucle à l’endroit où est placé te capteur de température, compte tenu de phénomènes physiques induisant potentiellement des effets hétérogènes.
Par exemple, te paramètre de puissance DTL représentatif de la puissance du réacteur nucléaire 100 est te différence de température DT entre la première température TH et de la deuxième température Tc.
En effet, ia puissance du réacteur nucléaire 100 est typiquement proportionnelle au débit dans la branche froide 110 et dans la branche chaude 112 de la boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C et à la différence de température DT entre la première température TH et de la deuxième température Tc.
Dans le mode de réalisation de l'invention présenté, le débit est constant.
Avantageusement, le procédé comprend le filtrage des mesures de la première température TH et de la deuxième température Tc du fluide caloporteur ou d’une combinaison entre la première température Th et la deuxième température Tc, préférentiellement à l’aide d’un filtre ayant une fonction de transfert du type 1/(1+T3p) dans le domaine de Laplace, de manière similaire à ce qui est décrit dans FR 2 665 014. T3 est un coefficient et p est la variable de Laplace.
Le procédé comprend alors la comparaison entre eux des paramètres de puissance de chacune des boucles de refroidissement 108A, 108B, 108C et sélection, parmi les paramètres de puissance de chacune des boucles de refroidissement 108A, 108B, 108C, du paramètre de puissance maximal DTi.max représentatif de la puissance la plus élevée .
Le procédé comprend, pour chaque dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D), l’estimation d’un paramètre de différence axiale de puissance DIL représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur (102) au niveau du dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D).
L’estimation du paramètre de différence axiale de puissance est obtenue par les dispositifs de mesure (118A, 118B, 118C, 118D).
Avantageusement, le procédé comprend une étape de filtrage des paramètres de différence axiale de puissance estimés par les dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C, 118D, préférentiellement avec un filtre ayant une fonction de transfert du type (1+T2p)/(1*Tip) dans le domaine de Laplace, de manière similaire à ce qui est décrit dans FR 2 665 014. T) et T2 sont des coefficients et p est la variable de Laplace.
Le procédé comprend la comparaison entre eux des paramètres de différence axiale de puissance DiL estimés par les dispositifs de mesure 118 A, 118B, 118C, 118D, et la sélection, parmi les paramètres de différence axiale de puissance, du paramètre de différence axiale de puissance maximal représentatif de la différence axiale de puissance la plus élevée.
Le procédé comprend alors la détermination d’une combinaison du paramètre de puissance maximale DTLmax et du paramètre de différence axiale de puissance maximale Dkmax, et le blocage du module de contrôle 122 de la température du fluide caloporteur pour empêcher le retrait d’une grappe de commande 120 quand la combinaison dépasse un premier seuil prédéterminé.
Avantageusement, la combinaison du paramètre de puissance maximale DTLmax et du paramètre de différence axiale de puissance maximale DILmax est une combinaison linéaire à coefficients positifs du paramètre de puissance maximale DTLmax et du paramètre de différence axiale de puissance maximale DLmas, les coefficients positifs définissant des paramètres de seuil.
Avantageusement, le procédé comprend en outre le blocage du module de contrôle 122 de la température du fluide caloporteur pour empêcher le retrait d’une grappe de commande quand te paramètre de puissance maximale DTLmax dépasse un deuxième seuil prédéterminé.
Préférentiellement, le premier seuil prédéterminé et/ou le deuxième seuil prédéterminé et/ou les paramètres de seuil sont propres au réacteur nucléaire.
La mise en œuvre du procédé selon l’invention va maintenant être illustrée dans le cas de la chute accidentelle de deux grappes dans le voisinage des boucles de refroidissement 108A et 108C (figure 1) à l’aide des figures 3 à 5.
La figure 3 présente l’évolution temporelle des différences de températures DT., DT2, DT3 respectivement représentés par les courbes 300, 310 et 320 pour chacune des trois boucles de refroidissement 108A, 108B et 108C du réacteur 100.
La figure 4 présente l’évolution temporelle des différences axiales de puissance Dh, Dl2, Dl3 et Dl4, respectivement représentées par les courbes 400, 410, 420 et 430 pour chacun des dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C et 118D.
Les courbes 300 à 320 et 400 à 430 montrent distinctement qu’une dissymétrie apparaît dans le cœur 102 en cas de chute de grappes.
Le procédé selon l’invention comprend la sélection de la courbe 310 correspondant à DT2 comme paramètre de puissance maximal DTLmax.
Le procédé comprend également la sélection de la courbe 410 correspondant à Dl2 comme paramètre de différence axiale de puissance maximal DILmax représentatif de la différence axiale de puissance la plus élevée à l’intérieur du cœur 102.
La puissance nucléaire correspondant au premier seuil prédéterminé est représentée sur la figure 5 par une droite 204 ayant pour équation :
DI = C. - C2DT avec Ci et C2 les paramètres de seuil.
Le blocage du module de contrôle 122 de la température du fluide caloporteur par le module de limitation de fonctionnement 124 est effectif lorsque :
b^Lmax ~ ô] C2.PiLmax
Avec, dans le présent exemple, DTLmax= DT2 et DILmaxDI2. Sur la figure 5, la puissance nucléaire correspondant au deuxième seuil prédéterminé est représentée par une droite 208 horizontale ayant pour équation :
DT = BC3
Ainsi, te blocage du module de contrôle 122 de la température du fluide caloporteur par le module de limitation de fonctionnement 124 est également effectif lorsque :
DTLmax — avec DTLrnax=DT2. Préférentiellement, C3 est supérieur à 100%, par exemple égal à 102% ou 103%.
Ainsi, le procédé selon l’invention permet d'optimiser le contrôle du module de contrôle de la température en créant des signaux de blocage des ordres d’extraction de 5 grappes de commande 120 particulièrement adaptés en cas de transitoires dissymétriques avec redistribution de puissance vers le haut du cœur, et ainsi mitiger les conséquences de tels transitoires. Le procédé permet notamment de restaurer des marges sur le transitoire de chute de grappe, particulièrement critique sur le palier 900 MWe. Le procédé présente également l’avantage de valoriser l’ensemble des 10 dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C, 118D excore.
Claims (6)
- REVENDICATIONS1.-Procédé de limitation de fonctionnement d’un réacteur nucléaire (100), le réacteur nucléaire (100) comprenant :- un cœur (102), comprenant une pluralité d’assemblages combustibles (104) ;- une cuve (106) comprenant le cœur (102), la cuve (106) présentant un axe central ;- une pluralité de boucles de refroidissement (108A, 108B, 108C) pour la circulation d’un fluide caloporteur à l’intérieur du cœur (102), chaque boucle de refroidissement (108A, 108B, 108C) comportant une branche froide (110) et une branche chaude (112), chaque branche (110, 112) étant connectée à la cuve (106), les branches chaudes (112) et les branches froides (110) étant espacées circonférentiellement autour de l’axe central de la cuve (106);- une pluralité de dispositifs de mesure (118A, 118B, 118C, 118D), chaque dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D) étant agencé pour estimer un paramètre de différence axiale de puissance représentatif d'une différence axiale de puissance dans le cœur (102) à proximité du dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D), les dispositifs de mesure (118A, 118B, 118C, 118D) étant espacés circonférentiellement autour de l’axe central de la cuve (106) ;- une pluralité de grappes de commande (120), agencées pour être insérées à l’intérieur du cœur (102) ou retirées du cœur (102) ;· un module de contrôle (122) de la température du fluide caloporteur, agencé pour commander l’insertion ou le retrait d’au moins une grappe de commande (120) pour contrôler la température du fluide caloporteur ;le procédé comportant les étapes suivantes :- pour chaque boucle de refroidissement (108A, 108B, 108C), mesure d’une première température et d’une deuxième température du fluide caloporteur respectivement dans la branche chaude (112) et dans la branche froide (110) de la boucle de refroidissement (108A, 108B, 108C), et détermination à partir de la première température et de la deuxième température, d’un paramètre de puissance représentatif de la puissance du réacteur nucléaire (100) au niveau de chaque boucle de refroidissement (108A, 108B, 108C) ;- comparaison entre eux des paramètres de puissance de chacune des boucles de refroidissement (108A, 108B, 108C) et sélection parmi lesdits paramètres de puissance, du paramètre de puissance maximal représentatif de la puissance la plus élevée ;- pour chaque dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D), estimation d'un paramètre de différence axiale de puissance représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur (102) à proximité du dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D),- comparaison entre eux des paramètres de différence axiale de puissance estimés par ies dispositifs de mesure (118A, 118B, 118C, 118D), et sélection parmi iesdits paramètres de différence axiale de puissance du paramètre de différence axiale de puissance maximal représentatif de la différence axiaie de puissance ia plus élevée ;- détermination d’une combinaison du paramètre de puissance maximal et du paramètre de différence axiale de puissance maximal, et blocage du module (122) de contrôle de la température du fluide caloporteur pour empêcher le retrait d’une grappe de commande (120) quand la combinaison dépasse un premier seuil prédéterminé.
- 2, - Procédé selon la revendication 2, dans lequel la combinaison du paramétre de puissance maximal et du paramètre de différence de puissance maximal est une combinaison linéaire à coefficients positifs ou nuis du paramètre de puissance maximal et du paramètre de différence axiale de puissance maximal, les coefficients positifs définissant des paramètres de seuil.
- 3, - Procédé selon la revendication 1 ou 2, dans lequel le procédé comprend en outre le blocage du module (122) de contrôle de la température du fluide caloporteur pour empêcher le retrait d’une grappe de commande (120) quand le paramètre de puissance maximal dépasse un deuxième seuil prédéterminé.
- 4, - Procédé selon la revendication 4, dans lequel le deuxième seuil prédéterminé est supérieur à 100%.δ.- Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 4, dans lequel le premier seuil prédéterminé et/ou le deuxième seuil prédéterminé et/ou les paramètres de seuil sont propres au réacteur nucléaire (100).
- 6.- Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 5, dans lequel le réacteur (100) comprend au moins trais boucles de refroidissement (108A, 108B, 108C) et quatre dispositifs de mesure (118A, 118B, 118C, 118D) agencés pour estimer un paramètre de différence de puissance représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur (102) au niveau du dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D).
- 7.- Réacteur nucléaire comprenant :- un cœur (102), comprenant une pluralité d’assemblages combustibles (104) ;- une cuve (106) comprenant le cœur (102), la cuve (106) présentant un axe central ;- une pluralité de boucles de refroidissement (108A, 108B, 108C) pour la circulation d’un fluide caioporteur à l’intérieur du cœur (102), chaque boucle de refroidissement (108A, 108B, 108C) comportant une branche froide (110) et une branche chaude (112), chaque branche (110, 112) étant connectée à la cuve (106), les branches chaudes (112) et les branches froides (110) étant espacées circonférentiellement autour de l’axe central de la cuve (106);- une pluralité de dispositifs de mesure (118A, 118B, 118C, 118D), chaque dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D) étant agencé pour estimer un paramètre de différence de puissance représentatif d’une différence axiale de puissance dans le cœur (102) à proximité du dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D), les dispositifs de mesure (118A, 118B, 118C, 118D) étant espacés circonférentiellement autour de l’axe central de la cuve (106) ;- une pluralité de grappes de commande (120), agencées pour être insérées à l'intérieur du cœur (102) ou retirées du cœur (102) ;- un module de contrôle (122) de la température du fluide caioporteur, agencé pour commander l’insertion ou le retrait d’au moins une grappe de commande (120) pour contrôler la température du fluide caioporteur ;- un module (124) de limitation de fonctionnement du réacteur nucléaire (100) apte à mettre en œuvre le procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 6.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR1857415A FR3084958B1 (fr) | 2018-08-09 | 2018-08-09 | Procede de limitation de fonctionnement d'un reacteur nucleaire |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR1857415A FR3084958B1 (fr) | 2018-08-09 | 2018-08-09 | Procede de limitation de fonctionnement d'un reacteur nucleaire |
| FR1857415 | 2018-08-09 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR3084958A1 true FR3084958A1 (fr) | 2020-02-14 |
| FR3084958B1 FR3084958B1 (fr) | 2020-10-23 |
Family
ID=66286368
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR1857415A Active FR3084958B1 (fr) | 2018-08-09 | 2018-08-09 | Procede de limitation de fonctionnement d'un reacteur nucleaire |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| FR (1) | FR3084958B1 (fr) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4399095A (en) * | 1977-12-16 | 1983-08-16 | Westinghouse Electric Corp. | Protection and control system for a nuclear reactor |
| FR2665014A1 (fr) | 1990-07-17 | 1992-01-24 | Framatome Sa | Procede et dispositif de protection d'un reacteur nucleaire. |
| EP0626698A1 (fr) * | 1993-05-26 | 1994-11-30 | Westinghouse Electric Corporation | Appareillage ayant un niveau de sûureté et méthode de détection d'une barre chutée et d'un mauvais fonctionnement dans la réponse des thermocouples, dans un réacteur à eau pressurisée |
-
2018
- 2018-08-09 FR FR1857415A patent/FR3084958B1/fr active Active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4399095A (en) * | 1977-12-16 | 1983-08-16 | Westinghouse Electric Corp. | Protection and control system for a nuclear reactor |
| FR2665014A1 (fr) | 1990-07-17 | 1992-01-24 | Framatome Sa | Procede et dispositif de protection d'un reacteur nucleaire. |
| FR2665014B1 (fr) | 1990-07-17 | 1992-09-18 | Framatome Sa | Procede et dispositif de protection d'un reacteur nucleaire. |
| EP0626698A1 (fr) * | 1993-05-26 | 1994-11-30 | Westinghouse Electric Corporation | Appareillage ayant un niveau de sûureté et méthode de détection d'une barre chutée et d'un mauvais fonctionnement dans la réponse des thermocouples, dans un réacteur à eau pressurisée |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR3084958B1 (fr) | 2020-10-23 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2218078B1 (fr) | Procédé de détermination de la valeur d'un paramètre représentatif de la manoeuvrabilité d'un réacteur nucléaire | |
| EP3475953B1 (fr) | Procédé de calcul d'une marge ipg associée à un plan de chargement d'un réacteur nucléaire, système, programme d'ordinateur et support associés | |
| FR2985841A1 (fr) | Systeme d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a eau sous pression | |
| EP0010036B1 (fr) | Procédé de conduite d'un réacteur nucléaire refroidi à l'eau légère | |
| EP1556870B1 (fr) | Procede de determination d'une valeur limite d'un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, systeme, programme d'ordinateur et support correspondants | |
| EP2686851B1 (fr) | Procede de pilotage d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee lors d'un suivi de charge | |
| EP0467786B1 (fr) | Procédé et dispositif de protection d'un réacteur nucléaire | |
| Bao et al. | Safe reactor depressurization windows for BWR Mark I Station Blackout accident management strategy | |
| FR3084958A1 (fr) | Procede de limitation de fonctionnement d'un reacteur nucleaire | |
| EP3659158B1 (fr) | Procédé de surveillance d'un coeur nucléaire comprenant une relaxation d'un seuil, programme, support et réacteur nucléaire associés | |
| FR2529706A1 (fr) | Procede pour regler le fonctionnement d'un generateur d'electricite fonctionnant a l'energie nucleaire et pour faire l'interface entre ce generateur et un reseau de distribution | |
| EP3234949B1 (fr) | Procédé de gestion de l'arrêt d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée | |
| EP0127532A1 (fr) | Procédé de détection des défauts de répartition de la puissance du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et dispositif de mise en oeuvre de ce procédé | |
| EP3729466B1 (fr) | Procédé de détermination d'au moins une valeur limite d'au moins un paramètre de fonctionnement d'un réacteur nucléaire, programme d'ordinateur et système électronique associés | |
| JP7026019B2 (ja) | 原子炉停止装置、原子力プラント及び原子炉停止方法 | |
| EP0277594B1 (fr) | Procédé de détermination du seuil d'alarme du rapport d'échauffement critique et dispositif de mise en oeuvre de ce procédé. | |
| FR2946454A1 (fr) | Procede de determination de valeurs limites d'exploitation d'un reacteur nucleaire pour eviter l'endommagement par interaction pastille-gaine. | |
| EP0281805B1 (fr) | Procédé de détection de la chûte d'un élément antiréactif dans le réacteur d'une centrale nucléaire et centrale protégée contre une telle chûte | |
| FR3120734A1 (fr) | Procédé et système de pilotage d’une centrale nucléaire | |
| EP2507797B1 (fr) | Procede et dispositif de detection de chute de grappe d'un reacteur nucleaire | |
| US20220051824A1 (en) | Method for protecting a nuclear reactor and corresponding nuclear reactor | |
| EP0467787B1 (fr) | Procédé de protection d'un réacteur nucléaire en cas d'élévation de sa charge | |
| FR3030099A1 (fr) | Reacteur nucleaire a eau pressurisee | |
| Maqua et al. | Neutron flux oscillations at German BWRs | |
| Mirkovic et al. | Effect of flushing boron during a boiling water reactor anticipated transient without scram |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 2 |
|
| PLSC | Publication of the preliminary search report |
Effective date: 20200214 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 3 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 4 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 5 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 6 |