Brevet FR2547447A1 — publié le 19841214

L'invention concerne un procédé de pilotage d'un réacteur nucléaire, du type de ceux utilisant un déplacement, dans le coeur de ce réacteur, de groupes de barres de commande et/ou une modification de la concentration d'un agent absorbeur de neutrons soluble dans le circuit primaire de ce réacteur. Dans les réacteurs nucléaires, tels que les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression, il est nécessaire de faire varier la puissance fo Zournie par le réacteur, en fonction du programme d'e'ploitation de ce réacteur auquel est associée une turbine permettant ltentranement d'un turbo-alternateur pour t a production de courant électriqueo De telles variations de la puissance fournie 15 ar le réacteur sont obtenues par des variations de réactcivité dans le coeur du réacteur cest dire dans la zone o sont disposes les assemblages combustibles. Pour faire varier la réactivité d'un réac20 teur nucléa:ire à eau sous pression, on utilise d'une part des groupes de barres de commande en matériau absorbant les neutrons qu'on peut insérer entre les ér-n e îts combustibles dans le coeur du réacteur de fagon plus OL moins complète et d'autre part des moens permettant de faire varier la concentration d'un agent absorbeur de neutrons généralement du bore, soluble dans le liquide réfrigérant, c'est-à-dire l'eau sous pressiono Pour faire varier la concentration de bore soluble de l'eau sous pression, on introduit dans cette eau soit de l'acide borique soit de l'eau pure. La concentration plus ou moins forte de l'eau sous pression en bore se traduit par une absorption plus ou moins grande des neutrons par le bore en solution. Dans les réacteurs nucléaires à eau sous pression, les assemblages combustibles sont consti- tués par des faisceaux d'élémients combustibles tubulaires renfermant le matériau combustible, chaque assemblage constituant un élément de très grande longueur par rapport à sa section transversale O Ces assemblages sont disposes côte à côte dans le coeur-du réacteur en positiorn verticaleo Les barres de commande sont const tuées par des lments tubulaires de mme longueur que les éléments combustibles renerant un matériau absorbant les neut rons Ces éléments tubulaires sont reliés entre eus de facon a constituer une grazppe micbile dans son enssemble cans la direction verticale lut intérieur de cerrains des assetmblages constituant le coeur du re Zateuro Ces grappes ou barres de co Dande ne se deé p Ece nc cepe Idant pas lndèpenaent les unes des autree S elles constituent au contzaire des groupes a iieur desquels l ensemble des barres de co de se deplace de la meme façono Ces groupes de barres de comande étant insérés dans le coeur du réacteur depuis la partie -érieure de celui-ci, N mouvenent vers le bas dun groupe à donc tendance à diminuer la réactix ité du coeur du réacteur alors qu'un mouvement d'un groupe vets le haut a tendéance augm Lenter cette réactivité O 25 De mlme D l'introduction d'acide borique (borication} a tendance à diminuer la réactivité du coeur du réacteur alors qu'une introduction d'eau pure (dilution} a tendance à augmenter cette réactivité. Le dépiacement des groupes de barres de com30 mande et la modification de la concentration de bore permettent donc au système de pilotage d'un réacteur nucléaire, d 'assurer les variations de puissance demandées par le réseau électriqueo La liberté de pilotage du réacteur nucléaire 35 est tempérée par l'existence de critères de sûreté qui interdisent certains profils de puissance du coeur du réacteur Un critère de sûreté important impose notamment un contr 8 le rigoureux de la distribution axiale de puissance, c'est-à-dire la distribution de la puis5 sance le long de l'axe du coeur du réacteur, qui doit être aussi proche que possible d'une distribution axiale de référence. Ainsi, le bore mélangé au fluide primaire ayant un effet homogène sur la distribution spatiale 10 de puissance, une variation de la concentration en bore engendre une variation de puissance du réacteur sans perturber le profil axial de puissance de ce réacteur En ce sens, le bore est intéressant Cependant, les variations de la concentration en bore étant 15 lentes, le pilotage du coeur du réacteur par le bore seul ne permet pas d'assurer l'ensemble des variations de puissance exigées par la demande de réseau électrique. Les groupes de barres de commande au con20 traire, ont une vitesse de déplacement et une efficacité suffisante pour assurer les variations de puissance exigées par la demande du réseau électrique. Mais ces groupes de barres de commande étant insérées dans le coeur à partir du haut du coeur ont un effet 25 inhomogène, et leurs mouvements à l'intérieur du coeur peuvent déformer la distribution axiale de puissance vers des profils non tolérés par les critères de sûreté. On connaît un procédé de conduite de réac30 teur nucléaire à -eau sous pression o les groupes de barres de commande sont déplacés aussi bien dans un sens que dans l'autre, suivant une séquence prédéterminée Les mouvements d'insertion ou d'extraction de chacun des groupes de barres de commande utilisés dans 35 le réacteur sont donc déterminés en fonction des mou- vements d'insertion ou d'extraction des autres groupes de barres de commande qui les précèdent dans la séquence définie a priori, de manière à maintenir une distribution axiale la moins perturbée possible. Dans ce procédé de conduite, les barres de commande ne sont déplacées que si un paramètre de conduite représentatif d'un écart entre la puissance demandée à la turbine et la puissance réelle du coeur se trouve à l'extérieur d'un intervalle prédéterminé, 10 appelé bande morte, encadrant la valeur O D'autre part, la vitesse et le sens de déplacement des groupes de barres de commande sont déterminés uniquement en fonction de la valeur et du signe du paramètre de conduite. On connait un procédé de pilotage de réacteur nucléaire dans lequel la puissance du réacteur est réglée par la concentration du bore et dans lequel la distribution axiale de puissance est régulée par un groupe de barres de commande situé dans la demi-pile 20 supérieure du coeur. Le bore assurant seul la régulation de la puissance, ce procédé de pilotage est adapté aux variations lentes de puissance. On connaît un autre procédé de pilotage d'un 25 réacteur nucléaire décrit dans le brevet français n O 80 23452 déposé par FRAMATOME Dans ce procédé, le coeur est découpé en une demi-pile supérieure et une demi-pile inférieure On mesure la puissance PH dégagée par la demi-pile supérieure et la puissance PB 30 dégagée par la demi-pile inférieure On élabore ainsi un signal de déséquilibre axial (en terminologie anglo-saxonne axial offset) égal à PB)/ (Pl + s B)' Le procédé de pilotage consiste à déplacer 35 les groupes de barres de commande en fonction de la valeur d'un paramètre dépendant de l'écart entre la puissance demandée et la puissance réelle du coeur et en tenant éventuellement compte de la mesure de la déviation axiale égale à la différence entre le désé5 quilibre axial mesuré et un déséquilibre axial de référence. Dans ce procédé, les groupes de barres de commande sont commandés par un signal élaboré en fonction de l'écart entre la puissance demandée et la 10 puissance réelle du coeur La mesure de la déviation axiale intervient également, soit pour commander le déplacement d'un groupe de barres, soit pour bloquer ou débloquer les déplacements de tel ou tel groupe de barres de commande en fonction de sa position dans le 15 coeur. Ce procédé de pilotage, en ne mesurant que les puissances dégagées par la demi-pile supérieure et la demi-pile inférieure, ne peut contr 8 ôler que la puissance du coeur et la déviation axialeo La connais20 sance de la distribution axiale de puissance du coeur est donc limitée Ceci peut être considéré comme insuffisant du point de vue de la sécurité, pour des réacteurs de grandes dimensions, tels que des réacteurs à eau pressurisée d'une puissance de 1300 MW par 25 exemple, qui sont du fait de leur dimension plus instables que de plus petits réacteurso D'autre part, ce procédé de pilotage qui n'autorise qu'un même sens et qu'une même vitesse de déplacement pour tous les groupes de barres de comman30 de, ne permet pas une réelle coordination entre ces groupes de barres pour piloter un niveau de puissance et contrôler la déviation axiale En effet, dans le cas o le niveau de puissance est correct et si un contrôle de la déviation axiale est nécessaire, il est 35 préférable de déplacer au moins deux groupes de barres de commande simultanément et en sens inverse pour ne pas modifier la réactivité du coeur, ce qui évite les fluctuations autour de la puissance demandée. De plus, dans ce procédé de pilotage, la commande du bore n'est pas définie automatiquement. L'invention a pour objet une amélioration importante de ce procédé de pilotage D'une part, la distribution axiale de puissance du coeur du réacteur est mieux connue grace à la mesure de cette puissance 10 en N points de l'axe du réacteur, le nombre N étant supérieur à 2 D'autre part, le procédé de pilotage selon l'invention vise à réguler la puissance du coeur, la première harmonique de la puissance (déviation axiale), mais aussi les harmoniques suivantes 15 (sur lesquelles nous reviendrons par la suite) Enfin, le procédé de pilotage de l'invention est souple en ce sens que chaque groupe de barres de commande peut avoir un déplacement propre. De manière plus précise, l'invention a pour 20 objet un procédé de pilotage d'un réacteur nucléaire du type de ceux utilisant un déplacement, dans le coeur de ce réacteur, de groupes de barres de commande et/ou une modification de la concentration d'un agent absorbeur de neutrons soluble dans le circuit primaire 25 dudit réacteur, pour conduire le réacteur d'un état 0, exprimant la puissance et la distribution axiale de puissance de ce réacteur, le plus près possible d'un état consigne Oc' exprimant une puissance à fournir et une distribution axiale de puissance à suivre, un état 30 du réacteur dépendant de variables internes non commandables et de variables externes commandables, ces variables externes comprenant la position de chaque groupe de barres de commande dans le coeur du réacteur et la concentration de l'agent absorbeur de neutrons, 35 ledit procédé de pilotage dans lequel un état O du réacteur est défini par un nombre entier N de mesures 1 ' O N représentant respectivement le flux neutronique en N points Z'1, Z 2,, ZN de l'axe du réacteur consistant à calculer les amplitudes de Ni modes 1 2 '' t Ni' fondamental et harmoniques, de la distribution axiale q de puissance ou de flux du réacteur, calculer les amplitudes de Ni modes, fondamental et harmoniques, de la distribution axiale qc de puissance ou de flux, de consigne, déterminer les varia10 tions optimales des variables externes pour rapprocher les amplitudes mesurées des N 1 modes des amplitudes de consigne de ces N 1 modes, commander le déplacement des groupes de barres en rapport avec lesdites variations des variables externes. De préférence, ledit calcul comporte les opérations suivantes: détermination, pour amener le réacteur d'un état O à un état aussi proche que possible de l'état 9 C, d'une variation des variables externes, cette varia20 tion étant obtenue par un procédé itératif qui est répété tant qu'une variation des variables externes est possible de la manière suivante: élaboration, en fonction des variables internes, d'une relation de couplage R entre les variables externes et l'état 25 O du réacteur, élaboration, à partir de la relation de couplage, d'une relation linéaire entre des petites variations des variables externes et une petite variation de l'état du réacteur, cette relation étant valable pour des variations inférieures à un 30 niveau prédétermine, calcul des variations optimales des variables externes pour se rapprocher de l'état jc, ces variations étant inférieures au niveau prédéterminé, calcul du nouvel état O du réacteur en fonction des nouvelles valeurs des variables 35 externes; calcul de la somme des variations des variables externes. Selon une autre caractéristique secondaire, le procédé selon l'invention, dans la détermination 5 des variations optimales des variables externes pour rapprocher les amplitudes mesurées des N 1 modes, des amplitudes de consigne de ces Ni modes, respecte les priorités suivantes: fourniture de la puissance demandée, régulation du deuxième mode 4 2 à puissance 10 constante, régulation du troisième mode 3 à puissance et à deuxième mode constants,, régulation du ième Nlième mode N 1 a puissance, deuxième mode, Nl-1 ime mode constants. Selon une autre caractéristique secondaire 15 du procédé de pilotage de l'invention, lorsque la puissance du réacteur est inférieure à la puissance nominale, on maintient la position d'insertion des groupes de barres de commande à un niveau tel que leur extraction permette un retour du réacteur à la puis20 sance nominale. D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront de la description qui va suivre en référence aux figures annexées donnée à titre indicatif et non limitatif, sur lesquelles: la figure 1 est une représentation schématique du coeur d'un réacteur nucléaire illustrant le principe du procédé de pilotage selon l'invention, la figure 2 est un organigramme simplifié du procédé de pilotage selon l'invention, la figure 3 est un autre organigramme simplifié décrivant le procédé de pilotage selon l'invention, la figure 4 est un schéma fonctionnel illustrant le contrôle du coeur au moyen du procédé de 35 pilotage de l'invention. 47 Le procédé de pilotage de l'invention consiste à traiter l'information sur la distribution axiale de puissance et sur la position des groupes de barres de commande dans le coeur en vue de déterminer 5 des positions de consigne sur les groupes de barres de commande pour réguler la puissance du coeur et autant d'harmoniques de la distribution axiale de puissance qu'il sera possible (Dans la suite, la puissance moyenne et les harmoniques de la distribution axiale 10 de puissance seront désignées par le terme "modes" A cet effet, ce procédé peut utiliser le calculateur associé à la centrale nucléaire concernée. Pour avoir une bonne connaissance de la distribution axiale de puissance du coeur, il faut con15 naître la puissance en plusieurs points de l'axe de ce coeur En fait, cette puissance n'est pas mesurée directement mais est déduite, de manière connue, de la mesure de la distribution axiale du flux neutronique. Cette mesure peut être faite de manière connue par des 20 chambres externes; elle peut également être réalisée par thermométrie gamma. Ainsi, pour le système de pilotage d'un réacteur nucléaire, contrôler la distribution axiale de puissance, donc contrôler en particulier la puis25 sance et la déviation axiale de puissance du coeur est identique à contrôler la distribution axiale du flux neutronique. On a représenté sur la figure 1 un schéma illustrant le procédé de pilotage de l'invention Le 30 flux neutronique axial est mesuré en N points Zl, Z 2, , ZN de l'axe du coeur (N= 6 sur la figure) On note 01, 02, e 06 les flux neutroniques mesurés respectivement aux points Zl, Z 2,, Z 6 et O le vecteur flux de composantes 01, 02, ', 06 On a vu qu'on utilise aussi pour décrire la distribution axiale de puissance d'un réacteur la no- tion de vecteur modal deuxième composante Y 2 est équivalente au déséquilibre axial, les composantes d'indices supérieurs étant 10 équivalents aux déséquilibres d'ordres supérieurs. Dans sa disposition principale, le procédé de pilotage de l'invention consiste donc à fournir la puissance demandée, qui est pratiquement la première composante (fondamental) du vecteur modal L, et à réguler les 15 modes 42 ' ' N 1 pour les rapprocher au mieux des modes correspondants de la distribution de consigne c De préférence, cette régulation est effectuée de manière séquentielle, chaque mode étant régulé 20 en maintenant constants la puissance et les modes déjà régulés. Le pilotage du réacteur nucléaire consiste donc à amener le réacteur de l'état défini par le vecteur flux O (que nous abrégerons dans la suite par 25 état 0) à un état aussi proche que possible d'un état consigne O c exprimant la puissance et la déviation axiale demandées En termes de modes, le pilotage consiste à passer de la distribution axiale q à une distribution axiale Qc Ce changement d'état peut être 30 obtenu par modification de variables internes, c'està-dire non commandables par le système de pilotage, ou externes, c'est-à-dire commandables par le système de pilotage. Diverses modifications internes apparais35 sent au cours du fonctionnement du réacteur et pertur- bent sa réactivité Premièrement, l'épuisement du combustible, en diminuant la densité des noyaux fissiles, engendre une diminution lente de réactivité de l'ordre de 35 pcm pour un réacteur à eau pressurisée fonc5 tionnant à puissance nominale sur 24 heures. Deuxièmement, une élévation de la puissance engendre une augmentation de la température de combustible, ce qui entraîne aussi une diminution de la réactivité Cet effet, appelé effet Doppler, joue un 10 rôle stabilisant A la puissance nominale du réacteur, la baisse de réactivité est de l'ordre de -3 pcm/ C. Une variation de température entraîne d'autre part une variation de densité de l'eau du circuit primaire utilisée comme modérateur des réacteurs à eau pressuri15 sée Le coefficient modérateur M dépend de la concentration en bore Il a un effet stabilisant pour une concentration en bore inférieure à 1400 ppm. Troisièmement, des fragments issus des fissions peuvent intervenir dans des chaînes radioactives 20 et, par capture de neutrons, contribuer au bilan de la réactivité Dans les réacteurs à neutrons thermiques, l'isotope 135 du Xénon est un important capteur de neutrons thermiques S'agissant d'un corps très absorbant, l'effet du Xénon est déstabilisant et peut con25 duire à des oscillations spatiales de puissance Ces oscillations peuvent amener des pics de puissance incompatibles avec les normes de sûreté La mesure de la puissance axiale du coeur du réacteur en plusieurs points, permet de mieux contrôler ces oscillations 30 spatiales de puissance. Les modifications externes de la réactivité sont celles permettant de piloter le coeur Les variables utilisées sont les profondeurs d'insertions hl,., hp (p= 4 sur la figure) des groupes de barres de 35 commande et la concentration b en bore L'ensemble des positions des groupes de barres de commande est représenté par un vecteur h de composantes hl,, h 4. On a représenté par un moyen 6 l'action du procédé de pilotage de l'invention Ce moyen 6 reçoit 5 d'une part le vecteur modal q déduit de l'état O du réacteur par le moyen 3 et d'autre part le vecteur modal 4 c correspondant à l'état consigne O c dans lequel on désire amener le réacteur Il reçoit également la valeur des variables internes affectant le niveau 10 de réactivité parmi lesquels on peut citer: le coefficient Doppler "u' le coefficient modérateur o M, ou autre Il convient de noter que l'utilisation du procédé de pilotage selon l'invention, dans la mesure o le calcul qu'il implique nécessite un temps négligea15 ble devant la dynamique du Xénon, permet de ne pas prendre en compte les variations du Xénon sur toute période de calcul Par ailleurs, le moyen 6 reçoit les variables externes: niveau h d'insertion de chacun des groupes de barres de commande et concentration en bore b. Une relation de couplage, dépendant de la valeur des variables -internes, est élaborée entre l'état 0, la variable h et la concentration en bore b. A l'aide de ce modèle de couplage, le moyen 25 6 élabore des signaux permettant d'effectuer une modification Ah de la profondeur d'insertion de chacun des groupes de barres de commande. Le procédé de pilotage de réacteur nucléaire selon l'invention symbolisé, par le moyen 6 de la fi30 gure 1, va maintenant être décrit plus en détail en référence à l'organigramme de la figure 2. Le procédé de pilotage consiste à amener le réacteur de son état réel O (de vecteur modal y) à un état consigne O c (de vecteur modal qc) Pour cela, le 35 procédé va élaborer une relation de couplage R entre le flux neutronique O mesuré d'une part, et la position h des groupes de barres de commande et la concentration b en bore d'autre part Cette relation R dépend de la valeur des paramètres internes tels que le coefficient Doppler au, le coefficient modérateur a M, l'efficacité Hi des groupes d'ordre i de barres commande ou autres Cette relation dépend également de constantes telles que la hauteur H du coeur du réacteur et les ordonnées Zl, z 2-, z N des points de l'axe du réacteur o sont mesurés les flux neutroniques 01, 022 * ' ON Cette relation R est complexe et n'est en général pas linéaire Elle ne permet donc pas d'obtenir directement la position h à donner aux groupes de barres de commande et éventuellement la concen15 tration b en bore pour que le réacteur se trouve dans l'état O c Cependant, comme toute relation non linéaire, cette relation R peut être approximée par une relation linéaire valable pour des valeurs h, O et b, situées dans des bandes de valeur de largeurs limitées 20 centrées sur les valeurs réelles. Le procédé de pilotage va donc consister à calculer les déplacements nécessaires pour passer de l'état O à l'état Oc en effectuant par itération des mouvements Sh de valeur limitée à la demi largeur de leur bande de valeur dans laquelle la relation de couplage R est considérée linéaire Après chaque itération conduisant à un déplacement d'un groupe de barres de commande, la relation de couplage est recalculée. Ce procédé est illustré par l'organigramme de la figu30 re 2. La première étape de l'organigramme réalise une initialisation des valeurs nécessaires au calcul de la relation de couplage R Les variables initialisées sont les variables internes telles que le coeffi35 cient Doppler au, le coefficient modérateur a C, l Vef- ficacité oai des groupes d'ordre i de barres de commande D'autres valeurs constantes nécessaires au calcul de couplage sont également initialisées Cette initialisation étant réalisée, le procédé de pilotage 5 va procéder à une itération des déplacements des groupes de barres de manière à faire passer le réacteur de l'état 0, de vecteur modal à l'état Oc, de vecteur modal Yc La première étape de cette itération consis10 te à calculer la relation de couplage R reliant l'état 0 à la position h des groupes de barres de commande et éventuellement à la concentration b en bore car, en toute rigueur, il faut tenir compte de la concentration en bore pour déterminer le coefficient modérateur 15 o M qui dépend de cette dernière Cette relation R dépend des paramètres internes du coeur et des constantes initialisées. La deuxième étape de la boucle d'itération consiste à rechercher les valeurs 4 h C optimales per20 mettant de se rapprocher de l'état Oc Cette recherche est optimale en ce sens qu'elle doit tenir compte de contraintes telles qu'une valeur maximale de úh pour préserver la validité de l'approximation linéaire de la relation de couplage R Des valeurs gh H ayant été calculées, l'étape suivante consiste à calculer la nouvelle configuration du coeur, c'est-à-dire à calculer la nouvelle position h+ih* des groupes de barres de commande et la nouvelle valeur O + & O du vecteur de flux à l'aide de la rela30 tion de couplage R Le déplacement eh* est mémorisé mais pas effectué réellement La commande du déplacement réel des groupes de barres de commande est effectuée à la fin de toutes les itérations. Passé ce premier calcul, une nouvelle itéra35 tion est entreprise qui nécessite un nouveau calcul de 254 ? 441 la relation de couplage R, les valeurs h et O ayant été modifiées Le procédé de pilotage itératif est arrêté lorsqu'il y a saturation de l'ensemble des contraintes sur la position des groupes de barres de com5 mande La nouvelle configuration du coeur obtenue après la dernière itération permet de calculer la valeur Ah de déplacement des groupes de barres de commande (c'est la somme des déplacements Sh* calculés à chaque itération) et de commander le déplacement des 10 groupes de barres de commande. Le bore a une action lente sur la modification de la puissance axiale du coeur Les groupes de barres de commande sont donc utilisés préférentiellement pour piloter le réacteur Cependant, le bore a 15 une utilité pour mainteiir une réserve de puissance suffisante. En effet, quelle que soit la puissance délivrée par le réacteur, on doit pouvoir en toutes circonstances retourner rapidement à la puissance nomina20 le Si, donc le coeur délivre une puissance par exemple de l'ordre de 50 % de la puissance nominale, alors que tous les groupes de barres de commande sont hors du coeur, il n'est plus possible d'augmenter rapidement la puissance du réacteur en sortant du coeur cer25 tains groupes de barres de commande. Pour ne pas se trouver dans cette situation, on impose en général au système de pilotage de maintenir des groupes de barres suffisamment insérées dans le coeur, de sorte que leur -extraction totale permette 30 le retour à la puissance nominale du réacteur. Dans certaines situations, il n'est donc plus possible au système de pilotage de commander l'extraction des groupes de barres de commande Le pilotage du réacteur s'effectue alors par modification 35 de la concentration en bore On utilise la relation de 2547447 ' couplage R pour déterminer la réserve en puissance; dans le cas o cette réserve est insuffisante, l'ordre de dilution est donné. On a représenté sur la figure 3 un organi5 gramme simplifié d'un procédé de pilotage selon l'invention qui permet de contrôler la réserve de puissance du réacteur Cet organigramme comprend des étapes identiques à l'organigramme décrit à la figure 2 Nous ne reviendrons pas sur les étapes communes à ces deux 10 organigrammes. L'organigramme de la figure 3 comprend en plus, après établissement de la relation de couplage, une étape de test Dans le cas o l'on ne désire pas tester la réserve en puissance, le procédé de pilotage 15 dont l'organigramme est représenté sur la figure 3, se déroule de la même manière que le procédé de pilotage dont l'organigramme est représenté sur la figure 2. Dans le cas o l'on désire tester la réserve en puissance, l'étape de recherche optimale est précédée par 20 une étape d'extraction des groupes de barres de commande. Dans cet état, à chaque itération, la variation Sh de la position des groupes est imposée à la valeur d'extraction maximale possible sous les con25 traintes Lorsqu'après un certain nombre d'itérations tous les groupes de barres de commande sont extraits, il suffit de regarder laconfiguration du coeur correspondante pour savoir si le retour du réacteur de la puissance actuelle à la puissance nominale est possi30 ble Selon le résultat de ce test de réserve en puissance, le procédé de pilotage peut remplacer un déplacement d'un groupe de barres de commande par une modification de la concentration en bore de manière à conserver toujours une réserve de puissance (par extrac35 tion des groupes de barres de commande) permettant d'atteindre rapidement la puissance nominale. On a représenté sur la figure 4, un schéma fonctionnel illustrant le contrôle du coeur d'un réacteur au moyen du procédé de pilotage de l'invention. 5 Le pilotage du réacteur de son état O vers l'état O c est réalisé de la manière suivante. A un instant donné, le flux neutronique O de composantes 01 ON mesurées en N points de l'axe du réacteur est mesuré et appliqué sur une entrée d'un 10 moyen 8 de calcul d'un modèle de couplage Ce moyen 8 reçoit par ailleurs les valeurs des variables externes h, de composantes hl, h 2, h 3 et h 4, représentant la profondeur d'insertion de chacun des quatre groupes de barres de commande représentés sur la figure et b re15 présentant la concentration en bore Les connaissances de l'état 0, de la position h des groupes de barres, et de la concentration b en bore jointes à la détermination des variables internes (représentée par la liaison 12) tels que au a M a Rt Hi, etc o, permet d'ef20 fectuer le calcul d'un modèle de couplage R entre 0, h, et b Ce modèle est fourni à un moyen 10 qui détermine en fonction de la différence entre le vecteur modal Ic correspondant à l'état O c que l'on désire atteindre et le vecteur modal f délivré par le moyen 3 25 et correspondant à l'état O actuel, la variation optimale Ah de profondeur d'insertion des groupes de barres de commande à réaliser. Ces variations optimales Ah sont calculées de manière itérative par sommation sur de petites va30 riations Sh A chaque itération, les valeurs optimales 4 h sont mémorisées dans un moyen 14 Elles permettent de déterminer la variation d'état 50 correspondante. Ce procédé de calcul de variation de position h d'un groupe de barres de commande permet d'ap35 procher au mieux l'état O c par une succession de va- riations 30 de l'état du réacteur Lorsqu'aucun mouvement des groupes ne permet de s'approcher davantage de l'état Oc, le moyen 14 calcule la somme Ah des déplacements Sh des groupes de barres de commande afin de 5 commander ce déplacement, et détermine éventuellement l'ordre d'injection ou de dilution du bore en fonction de la réserve en puissance et/ou pour maintenir le contr 8 le de la distribution axiale de puissance par les groupes. Comme cela a été précisé au début, le mode de réalisation préféré de l'invention régule de façon séquentielle les modes successifs de la distribution axiale de puissance pour les rapprocher au mieux de la distribution axiale de consigne, chaque mode étant ré15 gulé en maintenant constants les modes déjà régulés. Toutefois, l'invention englobe des réalisations o l'on définit globalement toutes les composantes du vecteur modal grâce à une comparaison en bloc avec les composantes du vecteur modal de consigne. REVENDICATIONS 1 Procédé de pilotage d'un réacteur nucléaire du type de ceux utilisant un déplacement, dans 5 le coeur de ce réacteur, de groupes de barres de commande et/ou une modification de la concentration d'un agent absorbeur de neutrons soluble dans le circuit primaire dudit réacteur, pour conduire le réacteur d'un état 0, exprimant la puissance et la distribution 10 axiale de puissance de ce réacteur, le plus près possible d'un état consigne O c, exprimant une puissance à fournir et une distribution axiale de puissance à suivre, un état du-réacteur dépendant de variables internes non commandables et de variables externes comman15 dables, ces variables externes comprenant la position de chaque groupe de barres de commande dans le coeur du réacteur et la concentration de l'agent absorbeur de neutrons, ledit procédé de pilotage étant caracté- risé en ce qu'un état O du réacteur est défini par un 20 nombre entier N de mesures 01 O N représentant respectivement le flux neutronique en N points Z 1, Z 2,., ZN de l'axe du réacteur, en ce qu'on calcule les amplitudes de N 1 modes Q 1 o N 1 fondamental et harmoniques, de la distribution axiale ? de puissance ou 25 de flux du réacteur, en ce qu'on calcule les amplitudes de N 1 modes, fondamental et harmoniques, de la distribution axiale Yc' de puissance ou de flux, de consigne, en ce qu'on détermine les variations optimales des variables externes pour rapprocher les ampli30 tudes mesurées des N 1 modes,des amplitudes de consigne de ces N 1 modes, et en ce qu'on commande le déplacement des groupes de barres en rapport avec lesdites variables externes. 2 Procédé selon la revendication 1, carac35 térisé en ce que ledit calcul comporte les opérations suivantes: détermination, pour amener le réacteur d'un état O à un état aussi proche que possible de l'état OC d'une variation des variables externes, cette variation étant obtenue par un procédé itératif qui est 5 répété tant qu'une variation des variables externes est possible de la manière suivante: élaboration, en fonction des variables internes, d'une relation de couplage R entre les variables externes et l'état O du réacteur, élaboration, à partir de la relation de couplage, d'une relation linéaire entre des petites variations des variables externes et une petite variation de l'état du réacteur, cette relation étant valable pour des variations inférieures à un niveau 15 prédéterminé, calcul des-variations optimales des variables externes pour se rapprocher de l'état O c, ces variations étant inférieures au niveau prédéterminé, calcul du nouvel état O du réacteur en fonction des nouvelles valeurs des variables externes, calcul de la somme des variations des variables externes. 3 Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que dans la détermination des variations optimales des variables externes pour rapprocher les amplitudes mesurées des N 1 modes, des amplitudes de consigne de ces N 1 modes, le procédé respecte les 30 priorités suivantes: fourniture de la puissance demandée, régulation du deuxième mode à 2 puissance constante, régulation du troisième mode à 3 a puissance et à deuxième mode constants,, régulation du a Niéme mode N 1 puissance, deuxième mode, Nl-lieme mode constants. 254 ? 44 ? 4 Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que lorsque la puissance du réacteur est inférieure à la puissance nominale, on maintient la position d'insertion des 5 groupes de barres de commande à un niveau tel que leur extraction permette un retour du réacteur à la puissance nominale. Procédé selon la revendication 4, caractérisé en ce que, pour s'assurer de la possibilité de 10 retour du réacteur à la puissance nominale, on procède à un test de réserve de puissance, en simulant le déplacement des groupes de barres de commande. 6 Procédé selon la revendication 4, caractérisé en ce que, pour maintenir le cas échéant la 15 position d'insertion du groupe de barres de commande à un niveau tel que leur extraction permette un retour du réacteur à la puissance nominale, on procède à des modifications de la concentration de l'agent absorbeur de neutrons.