Brevet FR3108769A1 — publié le 20211001

La présente invention concerne un dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires, comprenant pour chaque réacteur nucléaire une pluralité de capteurs destinés à mesurer des paramètres de fonctionnement et un système de contrôle du réacteur nucléaire. Figure pour l’abrégé : figure 1 Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires DOMAINE TECHNIQUE GENERAL La présente invention concerne le domaine des systèmes de contrôle de réacteurs nucléaires, et plus particulièrement de la maintenance prédictive des réacteurs nucléaires. ETAT DE L’ART La maintenance et la surveillance des réacteurs nucléaires sont des domaines exigeants d’un point de vue technique en raison de la complexité des réacteurs en eux-mêmes. Cette complexité tend à augmenter le risque d’erreur humaine lors des opérations de maintenance et de surveillance en particulier lors de certaines étapes particulièrement répétitives et fréquentes. De plus, leur complexité implique de recourir à un personnel hautement qualifié et expérimenté, et ce dans un vaste nombre de domaines techniques différents. Les solutions actuelles consistent à dédier des équipes à la conduite et à la surveillance d’un réacteur, et à réunir les équipements de conduite et de surveillance d’un réacteur dans une salle de commande unique et entièrement dédiée à ce seul réacteur. Si ces solutions peuvent paraître satisfaisantes dans le cas de la surveillance de réacteurs de forte puissance situés dans une centrale de production énergétique, elles impliquent la présence sur site en continu d’une équipe d’exploitation pour chaque réacteur nucléaire, ce qui peut s’avérer particulièrement couteux lorsque les réacteurs sont nombreux et/ou dispersés comme dans le cas des petits réacteurs modulaires (en anglais Small modular reactors, abrégé en SMR). PRESENTATION DE L’INVENTION Afin de réduire les coûts d’exploitation des réacteurs nucléaires tout en conservant le niveau de sécurité nécessaire il est donc proposé selon un premier aspect un dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires, comprenant pour chaque réacteur nucléaire une pluralité de capteurs destinés à mesurer des paramètres de fonctionnement et un système de contrôle du réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu’il comprend en outre : - Un système de surveillance de l’état de chaque réacteur nucléaire, en communication avec l’ensemble des capteurs de la pluralité de réacteurs nucléaires, et comprenant une base de données de l’état des réacteurs nucléaires, la base de données de l’état des réacteurs nucléaires comprenant, pour au moins un réacteur nucléaire et pour au moins un instant donné, des données relatives : . au niveau d’utilisation du réacteur nucléaire, . à l’utilisation des composants du réacteur nucléaire, . aux paramètres de fonctionnement du réacteur nucléaire, . à l’état du combustible du réacteur nucléaire, . aux modifications prévues du taux d’utilisation du réacteur nucléaire ; et - Un système de planification des opérations de maintenance, en communication avec le système de surveillance de l’état de chaque réacteur nucléaire, comprenant une base de données des opérations de maintenance, dans laquelle sont enregistrées des données relatives aux opérations de maintenance, ainsi qu’une interface homme-machine (IHM) permettant à un superviseur des réacteurs nucléaires d’ajouter des données relatives aux opérations de maintenance à la base de données des opérations de maintenance, les données relatives aux opérations de maintenance comprenant : . une opération de maintenance à réaliser, . un réacteur nucléaire sur lequel l’opération de maintenance doit être réalisée, . une heure et une date à laquelle cette opération doit être réalisée. L’invention est avantageusement complétée par les caractéristiques suivantes, prises seules ou en une quelconque de leur combinaison techniquement possible : - Le dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires comprend un système de surveillance central unique de l’état de l’ensemble des réacteurs nucléaires. - Le dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires comprend un système de planification central unique des opérations de maintenance de l’ensemble des réacteurs nucléaires. - Le dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires comprend un système de surveillance dédié pour chaque réacteur nucléaire selon une architecture distribuée. - L’ensemble des systèmes de surveillance de chaque réacteur nucléaire communique via un réseau d’échange de données afin de mettre à jour la base de données de l’état des réacteurs nucléaires de chaque système de surveillance en fonction de l’évolution de l’état des autres réacteurs nucléaires de la pluralité de réacteurs nucléaires. - Le dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires comprend un système de planification des opérations de maintenance dédié pour chaque réacteur nucléaire selon une architecture distribuée. - L’ensemble des systèmes de planification des opérations de maintenance de chaque réacteur nucléaire communique via un réseau d’échange de données afin de mettre à jour la base de données des opérations de maintenance de chaque système de surveillance en fonction des opérations de maintenance planifiées pour les autres réacteurs nucléaires de la pluralité de réacteurs nucléaires. - Chaque réacteur nucléaire communique avec les autres via un réseau d’échange de données par l’intermédiaire d’un lien indépendant de communication qui a fait l’objet d’une association de sécurité au préalable des échanges de données, garantissant la confidentialité, l’authentification et l’intégrité de la communication - Les réacteurs nucléaires de la pluralité de réacteurs nucléaires sont des petits réacteurs modulaires. - Les opérations de maintenance à réaliser sont soit des opérations d’inspection d’un élément d’un réacteur nucléaire par un personnel d’exploitation d’un des réacteurs nucléaires, soit des tests réalisés automatiquement par le système de contrôle d’un réacteur nucléaire. - Un niveau d’importance pour le bon fonctionnement de chaque réacteur nucléaire est attribué aux opérations de maintenance. - Deux niveaux d’importance sont possibles, ces deux niveaux étant critique et non-critique. - Les opérations de maintenance critiques peuvent concerner les systèmes, structures ou composants liés à la sûreté, l’environnement, la sécurité ou la disponibilité : - Le réacteur en fonctionnement ; - les systèmes de sûreté ou de sauvegarde du réacteur ; - le système de protection du réacteur; - les systèmes auxiliaires classés : . la ventilation, . la contrôle commande, . la distribution électrique, . les diésels de secours, . les systèmes de réfrigération, . la station de pompage, et . le confinement ; - le groupe turbo-alternateur et ses auxiliaires pour le fonctionnement : . le condenseur, . le poste d’eau, . le circuit de refroidissement, . le transformateur, et . le poste d’évacuation - Les opérations de maintenance non-critiques comprennent les opérations de maintenance liées aux autres systèmes structures ou composants : - le réglage des consignes de charge ou de fréquence (téléréglage) ; - le traitement des effluents et des déchets ; - la station de déminéralisation ; - la production de vapeur auxiliaire ; - les ouvrages de site ; - les services généraux. - Pour les opérations critiques, le dispositif de surveillance laisse le contrôle de chaque réacteur nucléaire au système de contrôle ou au personnel d’exploitation respectif de chacun desdits réacteurs nucléaires, et se contente de collecter les données mesurées, tandis que pour des opérations non critiques, le dispositif de surveillance peut délivrer des consignes ou commandes aux systèmes de contrôle respectifs des réacteurs nucléaires. - Pour les opérations critiques ou non critiques, le système de planification transmet aux réacteurs concernés une planification des opérations de maintenance correspondant à une planification standard des opérations de maintenance définie pour un réacteur nucléaire étalon sélectionné, ou une planification personnalisée à chaque réacteur en fonction de son état et des données enregistrées dans la base de données de l’état des réacteurs nucléaires. - Lorsqu’une opération de maintenance à réaliser est un test réalisé automatiquement par le système de contrôle d’un réacteur nucléaire, la commande permettant de démarrer le processus de test est envoyée directement par le dispositif de contrôle. - Lorsqu’une opération de maintenance ou d’inspection d’un élément d’un réacteur nucléaire est à réaliser ou à déclencher par le personnel d’exploitation, le dispositif de contrôle émet une notification à l’adresse du personnel d’exploitation indiquant l’opération de maintenance ou d’inspection de l’élément du réacteur nucléaire à réaliser, le réacteur nucléaire concerné, ainsi que le temps restant avant l’heure et la date limites avant laquelle l’opération de maintenance ou d’inspection de l’élément du réacteur nucléaire doit être réalisée. - Suite à la réalisation d’une opération de maintenance, un rapport sur le déroulement de l’opération de maintenance est ajouté aux données relatives à l’opération de maintenance. - Le rapport sur le déroulement de l’opération de maintenance comprend, dans le cas d’un test réalisé automatiquement, un enregistrement du déroulement de l’opération et des informations relatives aux résultats du test. - Le rapport sur le déroulement de l’opération de maintenance comprend, dans le cas d’une inspection d’un élément du réacteur nucléaire, une information relative à l’état de l’élément du réacteur nucléaire inspecté. - Le cas échéant, les données relatives à des opérations de maintenance supplémentaire sont ajoutées automatiquement suite à l’ajout d’un rapport sur le déroulement d’une opération de maintenance aux données relatives à l’opérations de maintenance. - Le système de planification des opérations de maintenance apprend, au cours de son fonctionnement, quelles opérations de maintenance supplémentaire doivent être ajoutées automatiquement en fonction du contenu du rapport sur le déroulement d’une opération de maintenance. L’apprentissage pouvant comprendre : . l’analyse du contenu de l’ensemble des rapports sur le déroulement d’une opération de maintenance enregistré par le système de planification des opérations de maintenance dans la base de données des opérations de maintenance afin de déterminer des nouvelles opérations de maintenance ou des modification de la fréquences à laquelle certaines opérations de maintenance doivent être réalisées, ou . l’entrainement d’un modèle d’apprentissage artificiel à partir des données enregistrées par le système de planification des opérations de maintenance dans la base de données des opérations de maintenance afin de déterminer une stratégie optimale de maintenance. Selon un second aspect, l’invention propose un procédé de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires, comprenant pour chaque réacteur nucléaire des étapes de mesure de paramètres de fonctionnement à l’aide d’une pluralité de capteurs et de contrôle dudit réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu’il comprend en outre les étapes qui consistent à : - surveiller l’état de chaque réacteur nucléaire, sur la base des informations fournies par l’ensemble des capteurs de la pluralité de réacteurs nucléaires, et sur la base d’informations contenues dans une base de données de l’état des réacteurs nucléaires, la base de données de l’état des réacteurs nucléaires comprenant, pour au moins un réacteur nucléaire et pour au moins un instant donné, des données relatives : . au niveau d’utilisation du réacteur nucléaire, . à l’utilisation des composants du réacteur nucléaire, . aux paramètres de fonctionnement du réacteur nucléaire, . à l’état du combustible du réacteur nucléaire, . aux modifications du taux d’utilisation du réacteur nucléaire prévues ; et - planifier des opérations de maintenance, sur la base des informations collectées à l’étape de surveillance de l’état de chaque réacteur nucléaire et sur la base d’informations contenues dans une base de données des opérations de maintenance, dans laquelle sont enregistrées des données relatives aux opérations de maintenance, avec prise en compte de données des opérations de maintenance ajoutées par une interface homme-machine (IHM) permettant à un superviseur des réacteurs nucléaires d’ajouter de données relatives aux opérations de maintenance, les données relatives aux opérations de maintenance comprenant : . une opération de maintenance à réaliser, . un réacteur nucléaire sur lequel l’opération de maintenance doit être réalisée, . une heure et une date à laquelle cette opération doit être réalisée. Ledit procédé peut comprendre en outre les étapes qui consistent à rechercher un niveau d’importance pour le bon fonctionnement de chaque réacteur nucléaire attribué aux opérations de maintenance, discriminer entre deux niveaux d’importance possibles, ces deux niveaux étant critique et non-critique, pour les opérations critiques le dispositif de surveillance laisse le contrôle de chaque réacteur nucléaire au système de contrôle ou au personnel d’exploitation respectif de chacun desdits réacteurs nucléaires, et se contente de collecter les données mesurées, tandis que pour des opérations non critiques, le dispositif de surveillance peut délivrer des consignes ou commandes aux systèmes de contrôle respectifs des réacteurs nucléaires correspondant à une planification standard des opérations de maintenance définie pour un réacteur nucléaire étalon sélectionné. Les avantages de l’invention sont multiples : - Le déroulement et le résultat des opérations de maintenance sont enregistrés et analysés. - Certaines opérations simples comme des tests élémentaires ou le relevé de mesures ou paramètres sont automatisées afin de minimiser le risque d’erreur humaine dues à une répétitivité des tâches réalisées. -Il est possible pour une seule équipe de surveiller plusieurs réacteurs nucléaires, réduisant ainsi les coûts de surveillance des grands parcs de réacteurs. - Le système est sécurisé afin d’assurer qu’aucun bogue informatique ne mette en danger les fonctions critiques des réacteurs, ainsi qu’afin d’assurer une meilleure résistance aux actes de piratage. PRESENTATION DES FIGURES D’autres caractéristiques et avantages de la présente invention apparaîtront à la lecture de la description qui va suivre d’un mode de réalisation préférentiel. Cette description sera donnée en référence aux dessins annexés dans lesquels : la figure 1 est un schéma d’une architecture générale d’un dispositif de contrôle selon l’invention ; la figure 2a est un schéma d’une architecture centralisée d’un dispositif de contrôle selon l’invention ; la figure 2b est un schéma d’une architecture distribuée d’un dispositif de contrôle selon l’invention. DESCRIPTION DETAILLEE DE L’INVENTION Architecture En référence à la figure 1 , un dispositif de contrôle, DC, de plusieurs réacteurs nucléaires, dédié à la surveillance et à la maintenance est organisé selon l’architecture générale suivante : - n réacteurs nucléaires R-1 à R-n, chacun piloté via un système de contrôle dédié (SC-1 à SC-n), en particulier ces réacteurs nucléaires peuvent être des petits réacteurs modulaires ; - Un système de surveillance S-SURV, destiné à récupérer les données mesurées par les capteurs de chaque réacteur, comprenant une base de données de l’état des réacteurs, BDD-E, permettant de stocker l’historiques des valeurs mesurées par les capteurs, ainsi que des commandes envoyées à l’ensemble des composants du réacteur ; - Un système de planification des opérations de maintenance S-PLAN, destiné à assister le personnel en charge des réacteurs dans la surveillance et la maintenance des réacteurs, comprenant une base de données des opérations de maintenance BDD-OP, permettant de stocker des informations sur les opérations de maintenance et de surveillance à réaliser. Le système de planification dispose aussi d’une interface homme-machine (IHM) soit sous la forme d’un dispositif indépendant comprenant des écrans ainsi que des équipements de saisie d’information, soit sous la forme d’un logiciel ou d’une application Web utilisable depuis un ordinateur ou une tablette tactile. Cette architecture peut être implémentée soit de manière centralisée, soit de manière distribuée. En référence à la figure 2a , dans le cas d’une architecture centralisée, un dispositif de contrôle centralisé, DC-c, est utilisé. Ce dispositif de contrôle centralisé DC-c est composé : - d’un système de surveillance centralisé S-SURV-c, pouvant être constitué d’un ou plusieurs serveurs informatiques, chargé de traiter les données récoltées sur chacun des réacteurs R-1 à R-n, par leurs systèmes de contrôles associés, SC-1 à SC-n. Le système de surveillance centralisé S-SURV-c comprend de plus la base de données BDD-E pouvant être soit intégrée sous la forme d’un ou plusieurs serveurs distincts en communication avec le système de surveillance centralisé S-SURV-c via un réseau local (LAN) privé avec une topologie en étoile, soit être installée sur les mêmes serveurs que le reste du système de surveillance centralisé S-SURV-c ; - d’un système de planification des opérations de maintenance centralisé S-PLAN-c, pouvant être constitué d’un ou plusieurs serveurs informatiques, chargé de suivre et organiser les opérations de maintenances réalisées sur l’ensemble des réacteurs contrôlés par le dispositif. Ce système est quant à lui relié au système de surveillance centralisé S-SURV-c par un réseau local (LAN) privé avec une topologie en étoile de préférence. La base de données BDD-OP peut être soit intégrée sous la forme d’un ou plusieurs serveurs distincts en communication avec le système de planification des opérations de maintenance centralisé S-PLAN-c via un réseau local (LAN) privé, soit être installée sur les mêmes serveurs que le reste du système de planification des opérations de maintenance centralisé S-PLAN-c. Il est aussi parfaitement possible que les deux systèmes (surveillance et planification) soient réunis en un seul serveur. Le dispositif de contrôle DC-c est relié aux systèmes de contrôle SC-1 à SC-n par un réseau étendu 10 tel qu’un réseau d’échange de données. Ce réseau peut être de manière préférentielle un réseau d’échange de données privé afin d’assurer la sécurité des équipements connecté, tel qu’un réseau « intranet » via lequel transitent des données chiffrées soit par une méthode de cryptographie symétrique (tel que les chiffrements AES, DES, Triple DES etc. ), soit par une méthode de cryptographie asymétrique (tel que le chiffrement RSA), afin d’assurer la sécurité des installations connectées au réseau d’échange de données. Dans le cadre d’une utilisation d’une méthode de cryptographie asymétrique, des associations de sécurité sont créées au préalable de chaque échange de données entre le dispositif de contrôle centralisé DC-c, et les systèmes de contrôle SC-1 à SC-n des réacteurs. Ces associations de sécurité sont basées sur des éléments de sécurité enrôlés à priori dans chaque partie (DC-c, SC-n) tels que des clés symétriques de grande tailles ou des certificats liant de manière infalsifiable l’identité des partie avec une clé publique asymétrique. En référence à la figure 2b , dans le cas d’une architecture distribuée, un ensemble de dispositifs de contrôle distribués, DC-1 à DC-n, est utilisé. Ces dispositifs de contrôle distribués DC-1 à DC-n sont chacun associés à un réacteur. Chaque dispositif de contrôle distribué identifié DC-i est composé : - d’un système de surveillance distribué S-SURV-i, pouvant être constitué d’un ou plusieurs serveurs informatiques, chargé de traiter les données récoltées sur le réacteur R-i auquel il est associé, par le système de contrôle associés, SC-i. Le système de surveillance distribué S-SURV-i comprend de plus la base de données BDD-E pouvant être soit intégrée sous la forme d’un ou plusieurs serveurs distincts en communication avec le système de surveillance distribué S-SURV-i via un réseau local (LAN) privé avec une topologie totalement maillée afin d’assurer une meilleure redondance et ainsi, plus de sécurité, soit être installée sur les mêmes serveurs que le reste du système de surveillance distribué S-SURV-i. Dans ce mode de réalisation la base de données BDD-E est une base de données distribuée c’est-à-dire que le contenu de chaque instance de la base de données est le même, et comprend les données mesurées sur l’ensemble des réacteurs surveillés. Ainsi, lorsque des nouvelles données sont ajoutées à l’une des instances de la base données ou bien que des données existantes sont modifiées ou supprimées de l’une des instances de la base de données, cette transaction est notifiée aux autres instances et les informations relatives à l’ajout, la suppression ou la modification sont transmises aux autres instances par un réseau étendu 10 tel qu’un réseau d’échange de données. Ce réseau peut être soit un réseau d’échange de données privé de type intranet afin d’assurer la sécurité des équipements connecté, via lequel transitent des données chiffrées soit par une méthode de cryptographie symétrique (tel que les chiffrements AES, DES, Triple DES etc.), soit par une méthode de cryptographie asymétrique (tel que le chiffrement RSA), afin d’assurer la sécurité des installations connectées au réseau d’échange de données. Dans le cadre d’une utilisation d’une méthode de cryptographie symétrique ou asymétrique, des associations de sécurité sont créées au préalable de chaque échange de données entre les dispositifs de contrôle distribués, DC-1 à DC-n, et les systèmes de contrôle SC-1 à SC-n des réacteurs. Ces associations de sécurité sont basées sur des éléments de sécurité enrôlés à priori dans chaque partie (DC-1 à DC-n, et SC-1 à SC-n) tels que des clés symétriques de grande tailles ou des certificats liant de manière infalsifiable l’identité des partie avec une clé publique asymétrique ; - d’un système de planification des opérations de maintenance distribué S-PLAN-i, pouvant être constitué d’un ou plusieurs serveurs informatiques, chargé de suivre et organiser les opérations de maintenances réalisées sur le réacteur auquel il est associé. Ce système est quant à lui relié au système de surveillance distribué S-SURV-i par un réseau local (LAN) privé avec une topologie totalement maillée de préférence. La base de données BDD-OP peut être soit intégrée sous la forme d’un ou plusieurs serveurs distincts en communication avec le système de planification des opérations de maintenance distribué S-PLAN-i via un réseau local (LAN) privé, soit être installée sur les mêmes serveurs que le reste du système de planification des opérations de maintenance distribué S-PLAN-i. Dans ce mode de réalisation la base de données BDD-OP est une base de données distribuée c’est-à-dire que le contenu de chaque instance de la base de données est le même, et comprend les données mesurées sur l’ensemble des réacteurs surveillés. Ainsi, lorsque des nouvelles données sont ajoutées à l’une des instances de la base données ou bien que des données existantes sont modifiées ou supprimées de l’une des instances de la base de données, cette transaction est notifiée aux autres instances et les informations relatives à l’ajout, la suppression ou la modification sont transmises aux autres instances par un réseau étendu 10 tel qu’un réseau d’échange de données. Ce réseau peut être soit un réseau d’échange de données privé afin d’assurer la sécurité des équipements connecté, via lequel transitent des données chiffrées soit par une méthode de cryptographie symétrique (tel que les chiffrements AES, DES, Triple DES etc.), soit par une méthode de cryptographie asymétrique (tel que le chiffrement RSA), afin d’assurer la sécurité des installations connectées au réseau d’échange de données ; Il est aussi parfaitement possible que les deux systèmes (surveillance et planification) soient réunis en un seul serveur. Enfin, il est aussi possible d’hybrider les deux types d’architectures, cette possibilité s’avère particulièrement pertinente lorsque l’on veut contrôler des réacteurs présents en plusieurs exemplaires sur différents sites. Dans ce cas, l’ensemble des réacteurs présents sur un même site peut être contrôlé par un dispositif de contrôle centralisé, et ce système centralisé faisant lui-même partie d’un dispositif de contrôle distribué. Fonctionnement du système de surveillance A tout instant ou de façon périodique, le système de surveillance est chargé de mesurer et enregistrer tous les paramètres d’état et de fonctionnement du réacteur et de son installation, ces paramètres de fonctionnement étant par exemple : - Les températures, pressions, débits, niveaux, puissance, chimie, paramètres de commande etc. du réacteur et de ses circuits auxiliaires ; - Les paramètres neutroniques du cœur : puissance neutronique, distribution de puissance, position des grappes de contrôle, concentration en bore soluble - L’état et les paramètres de fonctionnement du groupe turbo-alternateur, du poste d’eau, du réseau électrique ; - Des mesures réalisées sur l’installation ou sur le site ; météo, température de source froide, radioprotection ; - Des mesures de vibrations, de performance ou de nombre de sollicitations - Etc. Ces paramètres de fonctionnements sont enregistrés dans la base de données de l’état des réacteurs nucléaires avec un certain pas de temps (par exemple de l’ordre de la seconde) et permettent ainsi d’identifier le disfonctionnement d’un composant, de pouvoir vérifier l’historique de fonctionnement en cas d’incident technique ainsi que de développer des modèles afin de prédire l’état futur du réacteur ou de ses composants. Fonctionnement du système de planification Le système de planification pour sa part a pour but d’assurer la robustesse du processus de maintenance des réacteurs, ces opérations de maintenance étant soit des opérations réalisées par le personnel d’exploitation soit des tests réalisés automatiquement par les équipements eux même (par exemple un test de séquence automatique, de disponibilité ou de performance d’un système). Pour cela il comprend une base de données des opérations de maintenance dans laquelle sont enregistré l’ensemble des opérations de maintenance à réaliser sur tous les réacteurs ainsi que, pour chaque opération de maintenance, une échéance à laquelle l’opération doit être réalisée et une information permettant d’identifier le réacteur sur lequel l’opération de maintenance doit être réalisée. En outre, lorsqu’une opération de maintenance a été réalisée, un enregistrement est ajouté à la base de données, soit par le personnel d’exploitation soit des rapports générés automatiquement suite aux opérations. Ces enregistrements peuvent être réalisés sous la forme de formulaires remplis par le personnel d’exploitation via de terminaux portable reliés de manière sécurisée au réseau de communication distribué, et permettant de valider ou renseigner les opérations de maintenance effectuées. Le système de planification gère les opérations de maintenance qui doivent être réalisées périodiquement (par exemple tous les deux mois, tous les ans etc.). Le système de planification peut aussi ajouter des opérations de maintenance à réaliser en fonction des résultats des opérations de maintenance réalisées précédemment, de l’historique d’exploitation du réacteur, des valeurs des paramètres de fonctionnement ou bien en fonction de l’évolution de ces valeurs ou encore en fonction des enseignements obtenus sur les autres réacteurs (retour d’expérience). Par exemple, si le système de planification détecte des vibrations anormalement élevées dans la turbine, le système de planification peut ajouter automatiquement une opération de vérification de l’état de la turbine à la base de données. De la même manière le système de planification peut ajouter des opérations de maintenance à réaliser lorsqu’il détecte de valeurs de température trop élevées, des variations anormales de pression, un disfonctionnement d’un composant, ou encore en cas d’incident qui s’est produit sur un réacteur voisin et qui nécessiterait de réaliser des vérifications sur les autres réacteurs. Le système de planification peut déclencher une opération complémentaire automatique ou bien à réaliser par le personnel d’exploitation. Niveau de criticité En raison de la sensibilité des équipements dont il a le contrôle, le dispositif de contrôle des réacteurs doit avoir des informations sur l’importance des composants qu’il surveille au bon fonctionnement des réacteurs afin de savoir comment les surveiller. Pour cela deux niveaux d’importance sont attribués aux opérations de maintenance ainsi qu’aux composants du réacteur : « critique » lorsque l’opération ou le composant est d’une importance critique pour le bon fonctionnement du réacteur et « non-critique » sinon. Ces niveaux d’importance permettent d’identifier quels composants du réacteur, ou quelles opérations de maintenance nécessitent plus d’attention, par exemple en requérant l’intervention d’un superviseur qualifié, en ne permettant qu’à des composants logiciels ayant fait l’objet d’une vérification formelle (par exemple par des méthodes d’analyse statique) de traiter les composants ou opérations identifiés comme « critiques », ou bien en se contentant de collecter les données mesurées. Il est aussi possible de ne permettre au dispositif que de superviser les opérations de maintenance « non-critique » et de laisser le contrôle de toutes les opérations de maintenance « critiques » aux systèmes de contrôle respectif de chacun des réacteurs, et ainsi rendre les opérations de maintenance « critiques » indépendantes du système de planification. Les opérations de maintenance pouvant être qualifiées de « critiques » sont celles liées systèmes, structures ou composants liés à la sûreté, l’environnement, la sécurité ou la disponibilité tel que : - Le réacteur en fonctionnement ; - les systèmes de sûreté ou de sauvegarde du réacteur ; - le système de protection du réacteur; - les systèmes auxiliaires classés : . la ventilation, . la contrôle commande, . la distribution électrique, . les diésels de secours, . les systèmes de réfrigération, . la station de pompage, et . le confinement ; - le groupe turbo-alternateur et ses auxiliaires pour le fonctionnement : . le condenseur, . le poste d’eau, . le circuit de refroidissement, . le transformateur, et . le poste d’évacuation Ces composants étant classés comme « critiques ». A l’inverse, les opérations de maintenance pouvant être qualifiées de « non-critiques » sont celles liées aux autres systèmes structures ou composants tels que : - le réglage des consignes de charge ou de fréquence (téléréglage) ; - le traitement des effluents et des déchets ; - la station de déminéralisation ; - la production de vapeur auxiliaire ; - les ouvrages de site ; - les services généraux. Ces composants n’étant pas classés comme « critiques ». Amélioration du dispositif au cours du temps La collecte de données réalisée telles que des mesures physiques portant sur un ensemble de paramètres physiques, une estimation précise de l’évolution temporelle d’au moins une de ces mesures (température du circuit de refroidissement, courant-tension au secondaire etc.) par les systèmes de surveillance et de planification est utilisée pour améliorer les détections des disfonctionnements ainsi qu’identifier les actions à prendre suite à la détection d’une anomalie. En effet, les données enregistrées dans la base de données de l’état des réacteurs nucléaires peuvent être combinées avec les données enregistrées dans la base de données des opérations de maintenance, et plus particulièrement les rapports sur le déroulement des opérations de maintenance permettent par exemple d’établir des relations entre les valeurs relevées par les capteurs des réacteurs et l’état d’un composant, ou bien de prédire l’issue d’un test en appliquant des méthodes d’apprentissage automatique. Par exemple en entrainant un modèle d’apprentissage automatique à la tache de détection de dérive anormale d’au moins un des paramètres mesurés à l’aide de réseaux de neurones récurrent, par exemple des modèles de type LSTM (long short-term memory), GRU (gated recurrent unit), des réseaux récurrents bidirectionnels. L’utilisation de tels modèles permet entre autres de détecter des disfonctionnements n’étant pas détectés par des méthodes plus simples telles que des marges de tolérance associées aux paramètres. La détection de disfonctionnements permet ainsi de programmer des nouvelles opérations d’inspection ou des nouveaux tests automatiques à réaliser lorsque le dispositif de contrôle identifie un risque de disfonctionnement. Pilotage d’un groupe de réacteurs nucléaires Afin de simplifier la gestion des réacteurs par les équipes d’exploitation, il est aussi proposé une méthode consistant à modifier certains paramètres de fonctionnement des réacteurs afin que l’ensemble des réacteurs d’un groupe de réacteurs nucléaires fonctionne de manière similaire, par exemple même niveau de charge, températures similaires, débit d’eau proche en sortie d’une pompe etc . Ceci permet ainsi d’avoir des niveaux d’usures des composants similaires sur l’ensemble des réacteurs du groupe de réacteurs nucléaires, et ainsi de pouvoir prédire l’état des composants d’un réacteur en fonction des autres réacteurs du groupes, par exemple si un composant tombe en panne sur un réacteur, le dispositif de contrôle va automatiquement programmer l’inspection de ce composant sur l’ensemble des réacteurs ayant des paramètres de fonctionnement similaire. Ceci permet également un fonctionnement « solidaire » d’un groupe de réacteurs, afin par exemple de répartir la charge ou la réponse à des transitoires de charge appelée par le réseau entre les réacteurs : le réacteur qui sera le plus manœuvrant sera sollicité en priorité, épargnant les réacteurs qui pourraient être en situation plus difficile pour manœuvrer (parce que en fin de cycle, ou en fonctionnement stable pour réaliser des essais), compensation d’un réacteur en difficulté (ou en incident) par les autres, etc. Cet ajustement des paramètres de fonctionnement est en outre associé à un algorithme de création de groupes de réacteurs. Cet algorithme, basé sur les méthodes classiques de partitionnement de données (clustering) crée des partitions de l’ensemble des réacteurs nucléaires, ces partitions étant appelées pelotons. Une fois un peloton créé, il reste toujours possible d’y ajouter un nouveau réacteur ou encore d’exclure un réacteur faisant partie du peloton, en fonction des valeurs des paramètres de fonctionnement. Ainsi, si un réacteur est sujet à une demande de production bien plus élevée que les autres réacteurs du peloton, il pourra être exclu ou bien réaffecté à un nouveau peloton plus adapté. Pour cela, des marges de variation acceptable sont associés à chaque paramètre de fonctionnement des réacteurs, afin de permettre de décider si un réacteur donné peut rester dans son peloton ou s’il doit en changer. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires, comprenant pour chaque réacteur nucléaire une pluralité de capteurs destinés à mesurer des paramètres de fonctionnement et un système de contrôle du réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu’il comprend en outre : - Un système de surveillance de l’état de chaque réacteur nucléaire, en communication avec l’ensemble des capteurs de la pluralité de réacteurs nucléaires, et comprenant une base de données de l’état des réacteurs nucléaires, la base de données de l’état des réacteurs nucléaires comprenant, pour au moins un réacteur nucléaire et pour au moins un instant donné, des données relatives : . au niveau d’utilisation du réacteur nucléaire, . à l’utilisation des composants du réacteur nucléaire, . aux paramètres de fonctionnement du réacteur nucléaire, . à l’état du combustible du réacteur nucléaire, . aux modifications du taux d’utilisation du réacteur nucléaire prévues ; et - Un système de planification des opérations de maintenance, en communication avec le système de surveillance de l’état de chaque réacteur nucléaire, comprenant une base de données des opérations de maintenance, dans laquelle sont enregistrées des données relatives aux opérations de maintenance, ainsi qu’une interface homme-machine (IHM) permettant à un superviseur des réacteurs nucléaires d’ajouter des données relatives aux opérations de maintenance à la base de données des opérations de maintenance, les données relatives aux opérations de maintenance comprenant : . une opération de maintenance à réaliser, . un réacteur nucléaire sur lequel l’opération de maintenance doit être réalisée, . une heure et une date à laquelle cette opération doit être réalisée. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 1, caractérisé en ce qu’il comprend un système de surveillance central unique de l’état de l’ensemble des réacteurs nucléaires. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 1 et 2, caractérisé en ce qu’il comprend un système de planification central unique des opérations de maintenance de l’ensemble des réacteurs nucléaires. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 1, caractérisé en ce qu’il comprend un système de surveillance dédié pour chaque réacteur nucléaire selon une architecture distribuée. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 4, caractérisé en ce que l’ensemble des systèmes de surveillance de chaque réacteur nucléaire communique via un réseau d’échange de données afin de mettre à jour la base de données de l’état des réacteurs nucléaires de chaque système de surveillance en fonction de l’évolution de l’état des autres réacteurs nucléaires de la pluralité de réacteurs nucléaires. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 5, caractérisé en ce que chaque réacteur nucléaire communique avec le dispositif de contrôle via un réseau d’échange de données par l’intermédiaire d’un lien indépendant de communication qui a fait l’objet d’une association de sécurité au préalable des échanges de données, garantissant la confidentialité, l’authentification et l’intégrité de la communication. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 1 et 2, caractérisé en ce qu’il comprend un système de planification des opérations de maintenance dédié pour chaque réacteur nucléaire selon une architecture distribuée. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 7, caractérisé en ce que l’ensemble des systèmes de planification des opérations de maintenance de chaque réacteur nucléaire communique via un réseau d’échange de données afin de mettre à jour la base de données des opérations de maintenance de chaque système de surveillance en fonction des opérations de maintenance planifiées pour les autres réacteurs nucléaires de la pluralité de réacteurs nucléaires. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 8, caractérisé en ce que chaque réacteur nucléaire communique avec les autres via un réseau d’échange de données par l’intermédiaire d’un lien indépendant de communication qui a fait l’objet d’une association de sécurité au préalable des échanges de données, garantissant la confidentialité, l’authentification et l’intégrité de la communication. Dispositif de surveillance d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 1 à 9, caractérisé en ce que les réacteurs nucléaires de la pluralité de réacteurs nucléaires sont des petits réacteurs modulaires. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 1 à 10, caractérisé en ce que les opérations de maintenance à réaliser sont soit des opérations d’inspection d’un élément d’un réacteur nucléaire par un personnel d’exploitation d’un des réacteurs nucléaires, soit des tests réalisés automatiquement par le système de contrôle d’un réacteur nucléaire. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendication 1 à 11, caractérisé en ce qu’un niveau d’importance pour le bon fonctionnement de chaque réacteur nucléaire est attribué aux opérations de maintenance. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 12, caractérisé en ce que deux niveaux d’importance sont possibles, ces deux niveaux étant critique et non-critique. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 13 caractérisé en ce que les opérations de maintenance critiques sont les opérations de maintenance qui concernent les systèmes, structures ou composants liés à la sûreté, l’environnement, la sécurité ou la disponibilité, lesdits systèmes, structures ou composants liés à la sûreté, l’environnement, la sécurité ou la disponibilité comprenant : - le réacteur en fonctionnement ; - les systèmes de sûreté ou de sauvegarde du réacteur ; - le système de protection du réacteur ; - les systèmes auxiliaires classés, lesdits systèmes auxiliaires classés comprenant : . la ventilation, . le contrôle commande, . la distribution électrique, . les diésels de secours, . les systèmes de réfrigération, . la station de pompage, et*. le confinement ; - le groupe turbo-alternateur et ses auxiliaires pour le fonctionnement, ledit groupe turbo-alternateur et ses auxiliaires pour le fonctionnement comprenant : . le condenseur, . le poste d’eau, . le circuit de refroidissement, . le transformateur, et . le poste d’évacuation. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 14 caractérisé en ce que les opérations de maintenance non-critiques comprennent les opérations de maintenance liées : - au réglage des consignes de charge ou de fréquence ; - au traitement des effluents et des déchets ; - à la station de déminéralisation ; - à la production de vapeur auxiliaire ; - aux ouvrages de site ; -aux services généraux. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 13 à 15, caractérisé en ce que pour les opérations critiques le dispositif de surveillance laisse le contrôle de chaque réacteur nucléaire au système de contrôle ou au personnel d’exploitation respectif de chacun desdits réacteurs nucléaires et collecte les données mesurées par les capteurs des réacteurs nucléaires, tandis que pour des opérations non critiques le dispositif de surveillance délivre des consignes ou commandes aux systèmes de contrôle respectifs des réacteurs nucléaires. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 13 à 16, caractérisé en ce que pour les opérations critiques ainsi que les opérations non-critiques, le système de panification transmet aux réacteurs nucléaires une planification des opérations de maintenance correspondant à une planification standard des opérations de maintenance définie pour un réacteur nucléaire étalon sélectionné, ou une planification personnalisée à chaque réacteur nucléaire en fonction de son état et des données enregistrées dans la base de données de l’état des réacteurs nucléaires. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 1 à 17, caractérisé en ce que lorsqu’une opération de maintenance à réaliser est un test réalisé automatiquement par le système de contrôle d’un réacteur nucléaire, la commande permettant de démarrer le processus de test est envoyée directement par le dispositif de contrôle. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 1 à 18, caractérisé en ce que lorsqu’une opération de maintenance à réaliser est une opération d’inspection d’un élément d’un réacteur nucléaire par un personnel d’exploitation, le dispositif de contrôle émet une notification à l’adresse du personnel d’exploitation indiquant l’opération d’inspection d’un élément du réacteur nucléaire à réaliser, le réacteur nucléaire concerné, ainsi que le temps restant avant l’heure et la date à laquelle l’opération d’inspection d’un élément du réacteur nucléaire doit être réalisée. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 1 à 19, caractérisé en ce que suite à la réalisation d’une opération de maintenance, un enregistrement du déroulement de l’opération de maintenance est ajouté aux données relatives à l’opération de maintenance. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 20, caractérisé en ce que le rapport sur le déroulement de l’opération de maintenance comprend, dans le cas d’un test réalisé automatiquement, un enregistrement du déroulement de l’opération de maintenance et des informations relatives aux résultats du test. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 20, caractérisé en ce que le rapport sur le déroulement de l’opération de maintenance comprend, dans le cas d’une inspection d’un élément du réacteur nucléaire, une information relative à l’état de l’élément du réacteur nucléaire inspecté. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon l’une des revendications 20 à 22, caractérisé en ce que des données relatives à des opérations de maintenance supplémentaire sont ajoutées automatiquement suite à l’ajout d’un rapport sur le déroulement d’une opération de maintenance aux données relatives à l’opérations de maintenance. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 23, caractérisé en ce que le système de planification des opérations de maintenance apprend, au cours de son fonctionnement, quelles opérations de maintenance supplémentaire doivent être ajoutées automatiquement en fonction du contenu du rapport sur le déroulement d’une opération de maintenance. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 24, caractérisé en ce que l’apprentissage réalisé par le système de planification des opérations de maintenance comprend l’analyse du contenu de l’ensemble des rapports sur le déroulement d’une opération de maintenance enregistré par le système de planification des opérations de maintenance dans la base de données des opérations de maintenance afin de déterminer des nouvelles opérations de maintenance ou des modification de la fréquences à laquelle certaines opérations de maintenance doivent être réalisées. Dispositif de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires selon la revendication 24, caractérisé en ce que l’apprentissage réalisé par le système de planification des opérations de maintenance comprend l’entrainement d’un modèle d’apprentissage artificiel à partir des données enregistrées par le système de planification des opérations de maintenance dans la base de données des opérations de maintenance afin de déterminer une stratégie optimale de maintenance. Procédé de contrôle d’une pluralité de réacteurs nucléaires, comprenant pour chaque réacteur nucléaire des étapes de mesure de paramètres de fonctionnement à l’aide d’une pluralité de capteurs et de contrôle dudit réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu’il comprend en outre les étapes qui consistent à : - surveiller l’état de chaque réacteur nucléaire, sur la base des informations fournies par l’ensemble des capteurs de la pluralité de réacteurs nucléaires, et sur la base d’informations contenues dans une base de données de l’état des réacteurs nucléaires, la base de données de l’état des réacteurs nucléaires comprenant, pour au moins un réacteur nucléaire et pour au moins un instant donné, des données relatives : . au niveau d’utilisation du réacteur nucléaire, . à l’utilisation des composants du réacteur nucléaire, . aux paramètres de fonctionnement du réacteur nucléaire, . à l’état du combustible du réacteur nucléaire, . aux modifications du taux d’utilisation du réacteur nucléaire prévues ; et - planifier des opérations de maintenance, sur la base des informations collectées à l’étape de surveillance de l’état de chaque réacteur nucléaire et sur la base d’informations contenues dans une base de données des opérations de maintenance, dans laquelle sont enregistrées des données relatives aux opérations de maintenance, avec prise en compte de données des opérations de maintenance ajoutées par une interface homme-machine (IHM) permettant à un superviseur des réacteurs nucléaires d’ajouter de données relatives aux opérations de maintenance, les données relatives aux opérations de maintenance comprenant : . une opération de maintenance à réaliser, . un réacteur nucléaire sur lequel l’opération de maintenance doit être réalisée, . une heure et une date à laquelle cette opération doit être réalisée. Procédé selon la revendication 27, caractérisé par le fait qu’il comprend les étapes qui consistent à rechercher un niveau d’importance pour le bon fonctionnement de chaque réacteur nucléaire attribué aux opérations de maintenance, discriminer entre deux niveaux d’importance possibles, ces deux niveaux étant critique et non-critique, pour les niveaux critiques laisser le contrôle de chaque réacteur nucléaire à un système de contrôle respectif de chacun desdits réacteurs nucléaires, tandis que pour des niveaux non critiques le procédé de surveillance impose aux systèmes de contrôle respectifs des réacteurs nucléaires une planification des opérations de maintenance correspondant à une planification standard des opérations de maintenance définie pour un réacteur nucléaire étalon sélectionné.