Brevet FR3084958A1 — publié le 20200214

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 : - coeur, comprenant une pluralité d'assemblages combustibles ; - une cuve comprenant le coeur, la cuve présentant un axe central ; - une pluralité de boucles de refroidissement pour la circulation d'un fluide caloporteur à l'intérieur du coeur, 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 circonfèrentiellement autour de 10 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 Coeur à proximité du dispositif de mesure, les dispositifs de mesure étant espacés circonférentieilement autour de l'axe central de la 15 cuve ; - une pluralité de grappes de commande, agencées pour être insérées à l'intérieur du coeur ou retirées du coeur ; - 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 20 température du fluide caloporteur, L'invention concerne plus particullé-rement 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 25 critères de sûreté très stricts, qui passent notamment par le contrôle de la réactivité du coeur, 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 coeur. Un transitoire de 30 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 coeur, 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 el augmenter la 35 puissance du coeur. 2 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 orappes 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 10 du module de contrôle de ia 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 15 représentatif d'une différence axiale de puissance dans le coeur. 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 coeur 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 20 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 contrôie 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 25 - pour chaque boude 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 ia puissance du réacteur nucléaire au niveau de chaque boucle de 30 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 35 de puissance représentatif d'une différence axiale de puissance dans le ccraur à proximité du dispositif de mesure, 3 - 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 ie réacteur. Selon des modes de réalisations particuliers, le procédé selon l'invention comprend une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, considérées individuellement ou selon toutes ies 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 20 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% ; 25 - le premier seuil prédéterminé etiou le deuxième seuil prédéterminé etiou les paramètres de seuil sont propres au réacteur nucléaire ; - le réacteur comprend au moins trois boucles de refroidissement et quatre dispositifs de mesure agences pour estimer un paramètre de différence de puissance représentatif d'une différence axiale de puissance dans le coeur au niveau du dispositif de 30 mesure. L'invention porte également sur un réacteur nucléaire comprenant : - un coeur, comprenant une pluralité d'assemblages combustibles ; - une cuve comprenant le coeur, la cuve présentant un axe central ; -Une pluralité de boucles de refroidissement pour la circulation d'un fluide 35 caloporteur à l'intérieur du coeur, chaque boucle de refroidissement comportant une branche froide et une branche chaude, chaque branche étant connectée à la cuve, les 4 branches chaudes et les branches froides étant espacées circonferenti et r 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 de puissance représentatif d'une différence axiale de puissance dans le coeur à proximité du dispositif de mesure, les dispositifs de mesure étant espacés circonferentiellement autour de l'axe central de la cuve ; - une pluralité de grappes de commande, agencées pour être insérées à l'intérieur du coeur ou retirées du coeur ; - 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 oeuvre le procédé tel que décrit plus haut. D'autres caractéristiques et avantages ressortiront de la description détaillée ci- dessous, oui 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 boudes 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 ce blocage du procédé selon l'invention et l'évolution du transitoire de la figure 3 obtenue par la mise en oeuvre de CO 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 HEP (PWR pour pressurized water reactor en anglais). Le réacteur 100 comprend un coeur 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 5 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 coeur 102. 5 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 coeur 102. En variante (non représentée), le réacteur 100 comprend quatre boucles de refroidissement. 10 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 15 eirconférentiellement autour de l'axe central de la cuve 106. Chaque boucle de refroidissement 108A, 108B, 1080 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, 1088, 108C. La pompe primaire 114 est connectée à la branche froide 110 de la boucle de 20 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 25 refreidiSsex}vn[1O8. 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 le fluide caloporteur mis sous pression paria pompe primaire 114 est chargé de 30 récupérer ia chaleur produite par le coeur 102 en circulant entre les assemblages combustibles 104 où se produit la réaction nucléaire. Le réacteur comprend une pluralité de dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C, 118D par exemple quatre comme illustrés sur la figure 1. Les dispositifs de mesure 118A, 1188, 118C, 118D sont localisés sur par exemple 35 des axes diagonaux du coeur 102. Les dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C, 118D sont espaces circonférentiellement autour de l'axe central de la cuve 106. 6 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 coeur 102, au niveau du dispositif de mesure 118A, 118B,1180. 118D. La différence axiale de puissance, notée ci-après Dl, est définie comme la 5 différence entre la puissance PH mesurée dans la partie supérieure du coeur 102 et la puissance PB mesurée dans la partie inférieure du coeur 102. Le dispositif de mesure 118A, 118B, 1180, 118D est typiquement un capteur excore, c'est-à-dire disposé à l'extérieur du coeur 102 et de la cuve 106. Chaque dispositif de mesure 118A, 118B, 118C, 118D comprend par exemple 10 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 15 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 coeur 102 ou retirées du coeur 102 afin de contrôler la réactivité du coeur 102. Les grappes de commande 120 comprennent des matériaux absorbant les 20 neutrons. Lorsqu'une ou plusieurs grappes de commande 120 sont insérées dans le coeur, la réactivité du coeur 102 diminue. La puissance générée par la réaction et par conséquent, la température du fluide caloporteur dans la boucle chaude 112 diminuent également. 25 A l'inverse, lorsqu'une ou plusieurs grappes de commande 120 sont retirées du coeur 102, la réactivité du coeur 102 augmente. La puissance dénérée 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 30 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 importaotes 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. 35 Lors d'un écart entre la température moyenne mesurée dans la branche chaude 112 et la branche froide 110 et la temperature de référence, le module 122, lorsqu'il est 7 activé, actionne automatiquement les grappes de commande 120 du coeur 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 5 fonctionnement du réacteur nucléaire 100 apte à mettre en oeuvre un procédé selon l'invention. Comme 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 une augmentation 10 de puissance par retrait des grappes, et en particulier lorsque la puissance est localisée dans le haut du coeur. 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 15 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 coeur 102 pour lequel les critères de sureté du réacteur 100 sont respectés, y compris au cours de 20 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. 25 La courbe 202 ne présente qu'un exemple de transitoire pour lequel le procédé selon l'invention est applicable et particuiièrement 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 exemple l'augmentation excessive de charge, la rupture de tuyauterie vapeur à pleine puissance ou certains scenarii de retraits incontrôlés 30 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 le domaine de fonctionnement 200 (en haut à droite du domaine de 35 fonctionnement 200). 8 La chute de la grappe de commande 120 entraîne une baisse rapide de la réactivité du coeur 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 5 caloporteur provoque une remontée tt 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 coeur 102 entraînant une augmentation de la puissance nucléaire et d'autre part, de provoquer une remontée de la distribution de puissance vers le haut du coeur 102 et donc un accroissement de la différence axiale de puissance. 10 Comme on peut le constater sur la figure 2, le transitoire représenté par la courbe 202 entraîne le point de Mnctionnernent loin du domaine 200 de telle sorte que les limites de sûreté du coeur 102 peuvent être dépassées. Le procédé selon l'invention est classé sûreté. Le procédé selon t'invention comprend tout d'abord pour chaque boucle de 15 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 DTi, représentatif de la puissance du réacteur nucléaire 20 100 au niveau de chaque boucle de refroidissement 108A, 1086, 108C. Préférentiellement, la première température TH et la deuxième température T0 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 le capteur de température, compte tenu de phénomènes physiques induisant potentiellement des effets 25 hétérogènes. Par exemple, Je paramètre de puissance DTL, représentatif de la puissance du réacteur nucléaire 100 est la différence de température DT entre la première température TH et de la deuxième température Tc. En effet, la puissance du réacteur nucléaire 100 est typiquement proportionnelle 30 au débit dans la branche froide 110 et dans la branche chaude 112 de la boucle de refroidissement 108A, 108B, 108C et 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 filtrade des mesures de la première 35 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 141+7-3p) dans le domaine de Laplace, de manière similaire à ce qui est décrit dans FR 2 666 014. 7-3 est un coefficient et p est la variable de Laplace. Le procédé comprend alors la comparaison entre eux des paramètres de 5 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 Dlimee représentatif de la puissance la plus élevée . Le procédé comprend, pour chaque dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 10 1180), l'estimation d'un paramètre de différence axiale de puissance DIL représentatif d'une différence axiale de puissance dans le coeur (102) au niveau du dispositif de mesure (118A, 1188, 118C, 118D). L'estimation du paramètre de différence axiale de puissance est obtenue par les dispositifs de mesure (118A, 118B, 118C, 118D). 15 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-E.T2p)/(1÷Tip) dans le domaine de Laplace, de manière similaire a ce qui est décrit dans FR 2 665 014. TI et T2 sont des coefficients et p est la variable de Laplace. 20 Le procédé comprend la comparaison entre eux des paramètres de différence axiale de puissance DIL estimés par les dispositifs de mesure 118 A, 1188, 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. 25 Le procédé comprend alors la détermination 'une combinaison du paramètre de puissance maximale DTL.,'87, et du paramètre de différence axiale de puissance maximale Dlia, 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. 30 Avantageusement, la combinaison du paramètre de puissance maximale DTer,' et du paramètre de différence axiale de puissance maximale DIL'z est une combinaison linéaire à coefficients positifs du paramètre de puissance maximale DTi_max et du paramètre de différence axiale de puissance maximale DI, mnx, les coefficients positifs définissant des paramètres de seuil. 36 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 10 grappe de commande quand ie paramètre de puissance maximale DTL',ex 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. 5 La mise en oeuvre 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 Dri, DT2, DT3 respectivement représentés par les courbes 300, 310 et 320 pour chacune des 10 trois boucles de refroidissement 108A, 108B et 108C du réacteur 100. La figure 4 présente l'évolution temporelle des différences axiales de puissance DI2. Di3 et DI4, respectivement représentées par les courbes 400, 410, 420 et 430 pour chacun des dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C et 1180. Les courbes 300 à 320 et 4.00 à 430 montrent distinctement qu'une dissymétrie 15 apparaît dans le coeur 102 en cas de chute de grappes. Le procédé selon l'invention comprend la sélection de la courbe 310 correspondant à DT2comme paramètre de puissance maximal DTe',c. Le procédé comprend également la sélection de la courbe 410 correspondant à DI2 comme paramètre de différence axiale dc puissance maximal Dlinx représentatif de 20 la différence axiale de puissance la plus élevée à l'intérieur du coeur 102. La puissance nucléaire correspondant au premier seuil prédéterminé est représentée sur la figure 5 par une droite 204 ayant pour équation : DI C2DT avec C, et 02 les paramètres de seuil. Le blocage du module de contrôle 122 de la température du fluide caloporteur par 25 le module de limitation de fonctionnement 124 est effectif lorsque : Dkinax 1 C jelmax Avec, dans le présent exemple, DTenaz= DT2 et Dlt.m.012. 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, le blocage du module de contrôle 122 de la température du fluide 30 caloporteur par le module de limitation de fonctionnement 124 est également effectif lorsque DrLmax Co 11 avec DT,,,,=DT2. Préférentiellement, C.3 est supérieur à 100%, par exemple égal à 102% ou 103%. Ainsi, le procédé selon Privention permet d'optimiser le contrôle du module de contrôle de la température en Gréant des signaux de blocage des ordres d'extraction de grappes de commande 120 particulièrement adaptés en cas de transitoires dissymétriques avec redistribution de puissance vers le haut du coeur, 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 1(1 dispositifs de mesure 118A, 118B, 118C, REVENDICATIONS1.- Procédé de limitation de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (100), le réacteur nucléaire (100) comprenant : - un coeur (102), comprenant une pluralité d'assemblages combustibles (104) ; - une cuve (106) comprenant le coeur (102), la cuve (106) présentant un axe central ; une pluralité de boucles de refroidissement (10M, 1088, 108C) pour la circulation d'un fluide caloporteur à l'intérieur du coeur (102), chaque boucle de 10 refroidissement (108A, 10813, 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 15 dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D) étant aciencé pour estimer un paramètre de différence axiale de puissance représentatif d'une différence axiale de puissance dans le coeur (102) à proximité du dispositif de mesure (118A, 1188, 118C, 1180), les dispositifs de mesure (118A, 1188, 118C, 118D) étant espacés circonferentiellement autour de l'axe central de la cuve (106) ; 20 - une pluralité de grappes de commande (120), agencée pour être insérées à l'intérieur du coeur (102) ou retirées du coeur (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 ; 25 le procédé comportant les étapes suivantes : - pour chaque boucle de refroidissement (108A, 1088. 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, 1088, 1080), et détermination partir de la première 30 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, 1088, 1080) ; - comparaison entre eux des paramètres de puissance de chacune des boucles de refroidissement (108A, 1088, 108C) et sélection parmi lesdits paramètres de puissance, 35 du paramètre de puissance maximal représentatif de la puissance la plus élevée 13 - pour chaque dispositif de mesure (118A, 1183, 118C, 1180), estimation d'un paramètre de différence axiale de puissance représentatif d'une différence axiale de puissance dans le coeur (102) à proximité du dispositif de mesure (118A, 118B, 118C, 118D), - comparaison entre eux des paramètres de différence axiale de puissance estimés par les dispositifs de mesure (118A, 1183, 118C, 118D), 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 fa 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 paramètre de pUiks8nC8 maximal et du paramètre de différence de puissance maximal est une combinaison linéaire à coefficients positifs ou nuls 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 seion la revendication 4, dans lequel le deuxième seuil prédéterminé est supérieur à 100%. 5.- Procédé selon l'une queiconque des revendications 1 à 4, dans lequel le premier seuil prédéterminé et/ou le deuxième seuil prédéterminé etiou 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 trois boucles de refroidissement (108A 108B, 108C) et quatre dispositifs de mesure (118A, 1183, 118C. 118D) agencés pour estimer un paramètre de différence de puissance représentatif d'une différence axiale de puissance dans le cceur (102) au niveau du dispositif de mesure (118A, 1183, 118C, 118D). 14 7.- Réacteur nucléaire comprenant: - coeur (102), comprenant une pluralité d'assemblages combustibles (104) ; 5 - une cuve (106) comprenant le coeur (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 coeur (102), chaque boucle de refroidissement (108A, 108B, 108C) comportant une branche froide (110) et une branche 10 chaude (112), chaque branche (110, 112) étant connectée a 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, 1180), chaque dispositif de mesure (11M, 118B, 1180, 118D) étant agencé pour estimer un paramètre 15 de différence de puissance représentatif d'une différence axiale de puissance dans le coeur (102) à proximité du dispositif de mesure (118A, 118B, 1180, 1180), les dispositifs de mesure (118A, 118B, 118C, 1180) étant espacés circonférentiellement autour de l'axe centrai de la cuve (106) ; -une pluralité de grappes de commande (120), agencées pour être insérées à 20 l'intérieur du coeur (1 02) ou retirées du coeur (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 ; - un module (124) de limitation de fonctionnement du réacteur nucléaire (100) apte 25 à mettre en oeuvre le procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 6.