Brevet FR3158192A1 — publié le 20250711

Procédé de pilotage d’un réacteur nucléaire, réacteur nucléaire et procédé de calibration Le procédé de pilotage comprend une opération de pilotage du réacteur nucléaire avec une étape de génération de commandes des actionneurs à l’aide d’un modèle numérique du réacteur nucléaire, et une opération d’estimation d’au moins un coefficient numérique estimé appartenant à l’ensemble de coefficients numériques du modèle numérique, mise en œuvre en parallèle de l’opération de pilotage, cette opération d’estimation comprenant une étape de détermination de valeurs simulées d’un groupe de paramètres opératoires à l’aide du modèle numérique, pour une fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] glissante. Figure pour l'abrégé : 3 Procédé de pilotage d’un réacteur nucléaire, réacteur nucléaire et procédé de calibration L’invention concerne en général le pilotage des réacteurs nucléaires. Les demandes de brevets déposées en France sous les numéros FR 1850867 et FR 2103869 portent sur des procédés de pilotage de réacteurs nucléaires mettant en œuvre un modèle numérique prédictif configuré pour déterminer l’évolution dans le temps d’un ensemble de paramètres d’état du réacteur nucléaire à partir d’un état initial, en utilisant les commandes fournies aux actionneurs. Ce modèle numérique permet de déterminer en ligne, c’est-à-dire en temps réel, les meilleures commandes en fonction des consignes opérationnelles imposées aux opérateurs. Les demandes de brevets FR 1850867 et FR 2103869 utilisent une modélisation du réacteur nucléaire à la fois simple et précise, adaptée pour une utilisation en commande prédictive. Le modèle numérique prédictif doit être aussi précis que possible, pour profiter de toutes les marges opérationnelles du réacteur nucléaire et assurer un haut niveau de performance. Il doit être rapide, puisque les commandes sont mises à jour périodiquement, par exemple avec un intervalle de temps d’une minute. Le modèle numérique prédictif est utilisé plusieurs fois au cours de chaque intervalle de temps, pendant l’opération d’optimisation des commandes. Dans ce contexte, l’invention vise à proposer un procédé de pilotage qui soit encore plus précis. A cette fin, l’invention selon un premier aspect porte sur un procédé de pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire ayant une cuve sous pression, un cœur comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire agencé dans la cuve sous pression, un circuit primaire de refroidissement du cœur dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, et une pluralité d’actionneurs agissant sur le cœur ou le circuit primaire, le procédé comprenant une opération de pilotage du réacteur nucléaire avec les étapes suivantes : S10/ acquisition des valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires acquis du réacteur nucléaire ; S20/ génération de commandes des actionneurs en utilisant les valeurs courantes des paramètres opératoires acquis, au moins certaines commandes étant déterminées à l’aide d’un modèle numérique du réacteur nucléaire, le modèle numérique étant configuré pour déterminer une évolution dans le temps d’un ensemble de paramètres d’état du réacteur nucléaire en utilisant les commandes fournies aux actionneurs et un ensemble de coefficients numériques ; S30/ pilotage des actionneurs en utilisant les commandes générées ; les étapes S10/, S20/ et S30/ étant mises en œuvre de manière itératives ; le procédé comprenant également une opération d’estimation d’au moins un coefficient numérique estimé appartenant à l’ensemble de coefficients numériques et/ou d’au moins un paramètre d’état estimé appartenant à l’ensemble de paramètres d’état, mise en œuvre de manière itérative à des instants t c , en parallèle de l’opération de pilotage, cette opération d’estimation comprenant à chaque itération les étapes suivantes : S40/ génération d’une valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou d’une valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé ; S50/ détermination de valeurs simulées d’un groupe de paramètres opératoires simulés faisant partie des paramètres opératoires acquis, à l’aide du modèle numérique, pour une fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] glissante avec t c , T étant la largeur de la fenêtre de temps, la fenêtre de temps étant située dans le passé par rapport à t c , en utilisant dans le modèle numérique la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou en considérant à t 0 la valeur initiale générée de l’au moins un paramètres d’état estimé ; S60/ évaluation d’une fonction de coût en utilisant les valeurs courantes et les valeurs simulées du groupe de paramètres opératoires simulés ; les étapes S40/, S50/ et S60/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait, la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou la valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé permettant de satisfaire le critère de convergence étant retenues comme estimation de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou de l’au moins un paramètre d’état estimé à l’instant t c . Ainsi, l’invention permet de mettre à jour périodiquement les coefficients numériques du modèle numérique utilisé pour le pilotage du réacteur nucléaire et/ou de recaler certains paramètres d’état. L’opération d’estimation des coefficients numérique et/ou des paramètres d’état est effectuée en parallèle avec l’opération de pilotage du réacteur nucléaire, c’est-à-dire de manière concomitante. En effet, dans l’état de la technique, certains coefficients numériques sont des constantes obtenues par calcul, en utilisant des hypothèses et des simplifications qui ne correspondent pas à la réalité, ou qui sont calibrés pour des conditions opératoires spécifiques. Au cours de la vie du réacteur nucléaire, ces conditions opératoires changent de telle sorte que les coefficients numériques ne sont plus représentatifs. Par exemple, il se produit une usure progressive des systèmes mécaniques du réacteur nucléaire, notamment pour le déplacement des groupes de contrôles de la réactivité du cœur. Par ailleurs, les assemblages de combustible nucléaire sont renouvelés partiellement tous les 18 mois. Des produits de fission s’accumulent pendant cette période, ce qui a un impact sur le fonctionnement du cœur. L’invention permet de réévaluer périodiquement ces coefficients numériques, de façon à garantir une excellente représentativité du modèle numérique. Cette réévaluation est effectuée en comparant les valeurs courantes enregistrées pour certains paramètres opératoires aux valeurs simulées à l’aide du modèle numérique. La comparaison est effectuée sur une fenêtre de temps glissante. En d’autres termes, l’opération d’estimation utilise un algorithme de type MHE (Moving Horizon Estimation, ou Estimation à Horizon Glissant). Une telle approche permet de reconstruire les coefficients numériques rapidement, en convergeant après quelques itérations vers des valeurs précises et réalistes. Cette méthode est adaptée avec la constante de temps utilisée pour l’opération de pilotage du réacteur nucléaire. Les commandes du réacteur nucléaire sont rafraîchies typiquement avec une périodicité d’une minute. Les coefficients numériques peuvent eux aussi être réévalués avec une périodicité d’une minute. L’invention permet de réévaluer en plus ou à la place des coefficients numériques certains paramètres d’état du réacteur nucléaire. Ces paramètres d’état sont typiquement des grandeurs non disponibles à la mesure, telle que la concentration en Xénon 135 ou en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire. Ces paramètres d’état peuvent être disponibles dans ou être calculés par le système d’instrumentation et de pilotage du réacteur, mais ne le sont pas toujours. Ils affectent les résultats numériques fournis par le modèle numérique, et donc les commandes déterminées par l’opération de pilotage. Le procédé de pilotage peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées de manière individuelle ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : la fonction de coût comprend un terme correspondant à l’écart entre les valeurs courantes et les valeurs simulées du groupe de paramètres opératoires simulés sur la fenêtre de temps ; la fonction de coût comprend un terme correspondant à l’écart entre la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et l’estimation de l’au moins un coefficient numérique estimé obtenue à l’itération précédente ; la fonction de coût comprend un terme correspondant à l’écart entre la valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé et l’estimation de l’au moins un paramètre d’état estimé obtenue à l’itération précédente ; le modèle numérique du réacteur nucléaire comprend plusieurs sous-modèles, chaque sous-modèle modélisant un niveau du cœur du réacteur nucléaire et comprenant au moins une équation décrivant une cinétique d’une densité de neutrons audit niveau et une équation décrivant une température du fluide caloporteur primaire audit niveau, le modèle numérique comprenant en outre des équations décrivant des échanges de neutrons entre les niveaux et des équations caractérisant une réactivité à chaque niveau ; le circuit primaire comprend au moins au moins une boucle primaire ayant une branche chaude et une branche froide raccordées respectivement à une sortie de fluide caloporteur primaire et à une entrée de fluide caloporteur primaire de la cuve sous pression, le réacteur nucléaire comprenant en outre : - un circuit secondaire équipé d’une turbine; - un générateur de vapeur pour la ou chaque boucle primaire, ayant un premier côté intercalé dans la boucle primaire et un second côté intercalé dans le circuit secondaire; - des groupes de barres de contrôle absorbant les neutrons ; - un mécanisme susceptible de sélectivement insérer ou extraire les groupes de barres de contrôle dans le cœur du réacteur nucléaire ; - une unité permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; et - une unité prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire ; les équations caractérisant la réactivité à chaque niveau prennent en compte un ou plusieurs des effets suivants : - effet dû à une variation de la température du fluide caloporteur primaire audit niveau ; - effet dû à une variation de la puissance fournie par le cœur audit niveau ; - effet dû aux déplacements de groupes de barres de contrôle ; - effet dû à une variation de la concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - effet dû à une variation de la concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau ; les paramètres d’état comprennent un ou plusieurs des paramètres de la liste ci-dessous : - pour chaque niveau du coeur, densité de neutron audit niveau, concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau, concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau ; - pour chaque niveau du coeur, température du fluide caloporteur primaire ; - température du fluide caloporteur primaire à l’entrée et à la sortie du cœur ; - température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et dans la branche froide ; - concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; le ou chaque coefficient numérique estimé est choisi dans la liste suivante : - : coefficient de transmutation par absorption de neutron du Xénon 135 en Xénon 136 ; - l* : durée de vie moyenne des neutrons dans le coeur ; - D : coefficient d’échange neutronique entre les niveaux du coeur ; - Kbor, Kbank, Kxenon : coefficients d’efficacité caractérisant la contribution dans la variation de la réactivité à chaque niveau du cœur respectivement de la variation de concentration du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, des déplacements des groupes de barres de contrôle, de la variation de la concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau du cœur ; - : constante de temps de l’échange de température entre circuit primaire et secondaire au sein du générateur de vapeur ; - : constante de temps pour l’évolution de la température du fluide caloporteur primaire le long de la branche chaude ; - : constante de temps pour l’évolution de la température du fluide caloporteur primaire le long de la branche froide ; le ou chaque paramètre d’état estimé est choisi dans la liste suivante : - pour chaque niveau du coeur, concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau ; - pour chaque niveau du coeur, concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau , à l’étape S50/, les paramètres opératoires simulés sont choisis la liste suivante : - flux neutronique à chaque niveau du cœur ; - répartition axiale du flux neutronique dans le cœur ; - température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et dans la branche froide du circuit primaire ; - concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du coeur, concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du cœur ; les commandes des actionneurs utilisées par le modèle numérique sont choisies dans la liste suivante : - déplacement des groupes de contrôle ; - injection de poison neutronique dans le circuit primaire ; - injection d’eau dans le circuit primaire ; - puissance fournie par la turbine ; - à chaque itération, l’opération d’optimisation est traitée comme un problème d’optimisation visant à minimiser la fonction de coût, en mettant en œuvre un intégrateur numérique et un solveur d’optimisation numérique. Selon un second aspect, l’invention porte sur un réacteur nucléaire comportant une cuve sous pression, un cœur comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire agencé dans la cuve sous pression, un circuit primaire de refroidissement du cœur dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, une pluralité d’actionneurs agissant sur le cœur ou le circuit primaire, et un ensemble de pilotage du réacteur nucléaire, l’ensemble de pilotage étant configuré pour mettre en œuvre le procédé de pilotage ayant les caractéristiques ci-dessus. Le réacteur nucléaire peut également présenter les caractéristiques ci-dessous : - le circuit primaire comprend au moins au moins une boucle primaire ayant une branche chaude et une branche froide raccordées respectivement à une sortie de fluide caloporteur primaire et à une entrée de fluide caloporteur primaire de la cuve sous pression, le réacteur nucléaire comprenant en outre : - un circuit secondaire équipée d’une turbine ; - un générateur de vapeur pour la ou chaque boucle primaire ayant un premier côté intercalé dans la boucle primaire et un second côté intercalé dans le circuit secondaire; - des groupes de barres de contrôle absorbant les neutrons ; - un mécanisme susceptible de sélectivement insérer ou extraire les groupes de barres de contrôle dans le cœur du réacteur nucléaire ; - une unité permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; et - une unité prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire. Selon un troisième aspect, l’invention porte sur un procédé de calibration d’un modèle numérique utilisé pour le pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire ayant une cuve sous pression, un cœur comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire agencé dans la cuve sous pression, un circuit primaire de refroidissement du cœur dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, et une pluralité d’actionneurs agissant sur le cœur ou le circuit primaire, le pilotage du réacteur nucléaire étant réalisé selon un procédé comprenant les étapes suivantes : S10/ acquisition des valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires acquis du réacteur nucléaire ; S20/ génération de commandes des actionneurs en utilisant les valeurs courantes des paramètres opératoires acquis, au moins certaines commande étant déterminées à l’aide dudit modèle numérique, le modèle numérique étant configuré pour déterminer une évolution dans le temps d’un ensemble de paramètres d’état du réacteur nucléaire en utilisant les commandes fournies aux actionneurs et un ensemble de coefficients numériques ; S30/ pilotage des actionneurs en utilisant les commandes générées ; les étapes S10/, S20/ et S30/ étant mises en œuvre de manière itératives ; le procédé de calibration comprenant une opération de génération de valeurs de référence d’une pluralité de paramètres opératoires de référence du réacteur nucléaire pour un intervalle de temps I, et une opération d’estimation d’au moins un coefficient numérique estimé appartenant à l’ensemble de coefficients numériques, mise en œuvre pour une fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] à l’intérieur de l’intervalle de temps I, T étant la largeur de la fenêtre de temps, cette opération d’estimation comprenant à chaque itération les étapes suivantes : S70/ génération d’une valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé ; S80/ détermination de valeurs simulées d’un groupe de paramètres opératoires simulés faisant partie des paramètres opératoires de référence, à l’aide du modèle numérique, pour la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] en utilisant dans le modèle numérique la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé ; S90/ évaluation d’une fonction de coût en utilisant les valeurs de référence et les valeurs simulées du groupe de paramètres opératoires simulés ; les étapes S70/, S80/ et S90/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait, la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé permettant de satisfaire le critère de convergence étant retenues comme estimation de l’au moins un coefficient numérique estimé à l’instant t 0 +T. Le procédé de calibration peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées de manière individuelle ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - l’opération d’estimation est mise en œuvre de manière non itérative, la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] correspondant à l’intervalle de temps I ; - l’opération d’estimation est mise en œuvre de manière itérative, la fenêtre de temps [t0 ; t0+T] glissant à l’intérieur de l’intervalle de temps I, la fenêtre de temps se déplaçant à chaque itération et balayant l’intervalle de temps I. D’autres caractéristiques et avantages ressortiront de la description détaillée qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, parmi lesquelles : FIG. 1 la FIG. 1 est une représentation schématique d’un réacteur nucléaire selon l’invention ; FIG. 2 la FIG. 2 est un diagramme d’étape illustrant le procédé pilotage de l’invention ; FIG. 3 la FIG. 3 est une représentation schématique du modèle numérique du cœur du réacteur utilisé dans le procédé de la FIG. 2 ; FIG. 4 FIG. 5 les figures 4 et 5 sont des courbes, montrant pour un exemple d’application de l’invention les coefficients D et déterminés par l’opération d’estimation, en fonction du temps ; FIG. 6 FIG. 7 FIG. 8 FIG. 9 les figures 6 à 9 sont des courbes, montrant pour un autre exemple d’application de l’invention les coefficients D, K Bore, et K Xenon déterminés par l’opération d’estimation, en fonction du temps ; et. FIG. 10 la FIG. 10 est une courbe illustrant encore un autre exemple d’application de l’invention, visant à déterminer, entre autre, un paramètre d’état. Le réacteur 1 représenté sur la FIG. 1 comporte, de manière classique, une cuve sous pression 2 et un cœur 3 agencé dans la cuve sous pression 2. Le cœur 3 comprend lui-même une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire 5. Le réacteur nucléaire 1 comporte également un circuit primaire 7, prévu pour le refroidissement du cœur 3, dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique. Le circuit primaire 7 comprend au moins une boucle primaire ayant une branche chaude BC et une branche froide BF raccordées respectivement à une sortie de fluide caloporteur primaire et à une entrée de fluide caloporteur primaire de la cuve sous pression 2. Typiquement, le circuit primaire 7 comporte plusieurs boucles primaires telles que décrit ci-dessus. Chaque boucle primaire comporte une pompe primaire 8. Le réacteur nucléaire 1 comporte encore un circuit secondaire 9. Un fluide caloporteur secondaire circule dans le circuit secondaire 9. Le circuit secondaire 9 comporte une turbine 11. Le circuit secondaire comporte également un condenseur 13, un réservoir d’alimentation 15, et des pompes secondaires 17, 19. Le réacteur nucléaire 1 comporte un générateur de vapeur 21 pour chaque boucle primaire. Son premier côté est intercalé dans ladite boucle primaire et son second côté dans le circuit secondaire. La branche chaude BC raccorde la sortie de la cuve sous pression à l’entrée du premier côté du générateur de vapeur 21. La branche froide BF raccorde le refoulement de la pompe primaire 8 à l’entrée de la cuve sous pression 2. Le fluide caloporteur primaire cède sa chaleur au fluide secondaire dans le ou chaque générateur de vapeur 21. Le fluide caloporteur secondaire est vaporisé dans le générateur de vapeur 21, sous l’effet de la chaleur cédée par le fluide caloporteur primaire. Le fluide caloporteur secondaire sous forme de vapeur circule du générateur de vapeur 21 jusqu’à la turbine 11 puis est condensé dans le condenseur 13. Il est ensuite retourné sous forme liquide dans le générateur de vapeur 21. Une vanne 23 est intercalée sur la ligne vapeur raccordant le générateur de vapeur 21 à la turbine 11, et permet de régler le débit de vapeur alimentant celle-ci. La turbine 11 entraine mécaniquement un alternateur 25. L’électricité générée par l’alternateur 25 alimente un réseau de distribution électrique 29. Le réacteur nucléaire 1 comporte encore une unité 31 permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire. Le poison neutronique est typiquement du bore. Une cuve 32 contenant une solution concentrée de poison neutronique, par exemple d’acide borique, est raccordée au circuit primaire 7 par l’intermédiaire du conduit 33. Une pompe 35 et une vanne 37 sont intercalées sur le conduit 33. L’unité 31 permet sélectivement d’augmenter la concentration de poison neutronique dans le liquide primaire. Le réacteur nucléaire comporte encore une unité 39 prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire. L’unité 39 comporte une cuve 41 raccordée par une ligne 43 au circuit primaire 7. Une pompe 45 et une vanne 47 sont intercalées dans la ligne 43. L’eau est typiquement de l’eau déminéralisée pure. L’unité 39 est prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire 7, ce qui a pour conséquence de diminuer la concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire. De manière classique, le réacteur nucléaire 1 comporte encore des groupes 49 de barres de contrôle et un mécanisme 51 susceptible de sélectivement insérer ou extraire les groupes de barres de contrôle 49 dans le cœur 3 du réacteur nucléaire. Les barres de contrôle sont dans un matériau absorbant les neutrons. Les groupes de barres de contrôle sont 49 déplacés de manière à sélectivement modifier la réactivité à l’intérieur du cœur 3. Le réacteur nucléaire 1 comprend ainsi une pluralité d’actionneurs agissant sur le cœur 3 ou le circuit primaire 7. Dans l’exemple décrit ci-dessus, ces actionneurs comprennent les groupes de barre de contrôle 49, l’unité 31 permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, l’unité 39 prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire, la vanne 23 permettant de régler le débit de vapeur alimentant la turbine 11. La vanne 23 règle la puissance fournie par la turbine 11, ce qui agit indirectement sur la puissance fournie par le cœur par l’intermédiaire des organes de contrôle du cœur 3. Le réacteur nucléaire 1 comporte également une instrumentation 53 permettant de mesurer directement ou de déterminer une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire. Ces paramètres opératoires comprennent par exemple les paramètres suivants : - puissance fournie par la turbine 11 ; - température du fluide caloporteur primaire à l’entrée et à la sortie du cœur 3 ; - température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude BC et dans la branche froide BF ; - position des groupes de barres de contrôle 49 ; - puissance fournie par le cœur 3 du réacteur nucléaire ; - flux neutronique à différents niveaux du cœur 3 ; - répartition du flux neutronique dans le cœur 3 ; - concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire. Avantageusement, le débit courant de poison neutronique et le débit courant d’eau injecté dans le fluide caloporteur primaire sont également mesurés ou déterminés. L’instrumentation 53 comporte notamment des détecteurs de neutrons, placés à l’extérieur du cœur 3, et répartis sur toute la hauteur du cœur. Ces détecteurs sont connus sous le nom de chambres ex-core. La puissance fournie par le cœur est par exemple obtenue par le calcul, sur la base des informations fournies par les détecteurs mesurant les flux neutroniques à l’extérieur du cœur. En variante, la puissance fournie par le cœur est déterminée en utilisant la mesure de la puissance fournie par la turbine. Le paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est par exemple la distribution axiale de puissance, ou axial offset AO. L’axial offset est calculé en utilisant la formule suivante : AO = (Φh-Φb)/(Φh+Φb) où Φh est le flux neutronique de la moitié supérieure du cœur, et Φb le flux neutronique de la moitié inférieure du cœur. Les flux neutroniques des moitiés supérieure et inférieure du cœur sont typiquement obtenus par les détecteurs neutroniques placés à l’extérieur du cœur 3. En variante, ils sont obtenus par des sondes placées dans le cœur 3, appelées sondes in-core. En variante, le paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est Φh-Φb, ou tout autre paramètre adapté. L’instrumentation 53 comprend des sondes de mesure de température, agencées pour mesurer la température du fluide caloporteur dans les branches chaude et froide et dans la cuve sous pression. L’instrumentation 53 comprend avantageusement un capteur mesurant directement ou indirectement la puissance mécanique fournie par la turbine. La position des groupes de barres de contrôle 49 est typiquement déterminée à partir d’informations fournies par le mécanisme 51 de déplacement des barres de contrôle. Le réacteur nucléaire 1 comprend également un ensemble 55 de pilotage du réacteur nucléaire. L’ensemble de pilotage est configuré pour mettre en œuvre le procédé de pilotage du réacteur nucléaire qui va maintenant être décrit. Comme illustré sur la FIG. 2 , le procédé comprenant une opération de pilotage du réacteur nucléaire avec les étapes suivantes : S10/ acquisition des valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires acquis du réacteur nucléaire ; S20/ génération de commandes des actionneurs en utilisant les valeurs courantes des paramètres opératoires acquis, au moins certaines commandes étant déterminées à l’aide d’un modèle numérique du réacteur nucléaire, le modèle numérique étant configuré pour déterminer une évolution dans le temps d’un ensemble de paramètres d’état du réacteur nucléaire en utilisant les commandes fournies aux actionneurs et un ensemble de coefficients numériques ; S30/ pilotage des actionneurs en utilisant les commandes générées. Les étapes S10/, S20/ et S30/ sont mises en œuvre de manière itératives. Avantageusement, les étapes S20/ et S30/ sont répétées avec une période inférieure à soixante minutes, de préférence inférieure à vingt minutes, et valant par exemple une minute. L’étape S10/ est répétée avec la même période. En variante, elle est répétée avec une période plus grande. Cette période peut être différente en fonction des paramètres opératoires acquis. Les commandes sont déterminées pour réguler un certain nombre de paramètres opératoires régulés du réacteur nucléaire à des valeurs de consigne. Les paramètres opératoires régulés sont par exemple la température du fluide caloporteur primaire Tmoy, l’axial offset AO, la puissance fournie par la turbine, etc. Les commandes des actionneurs générées à l’étape S20/ sont choisies dans la liste suivante: - déplacement des groupes de contrôle ; - injection de poison neutronique dans le circuit primaire ; - injection d’eau dans le circuit primaire ; - puissance fournie par la turbine. Typiquement, toutes les commandes de la liste ci-dessus sont générées à l’étape S20/. Le modèle numérique est utilisé par exemple pour déterminer toutes les commandes de la liste. En variante, le modèle numérique est utilisé pour déterminer seulement certaines commandes de la liste. Les autres commandes sont fixées manuellement, ou déterminées à l’étape S20/ en utilisant des boucles de commande indépendantes du modèle numérique. Chaque boucle de régulation est prévue dans ce cas pour réguler un des paramètres opératoires régulés, à l’aide d’une des commandes. Par exemple, les réacteurs nucléaires fonctionnant selon le mode A comprennent une boucle de contrôle de la température du fluide caloporteur primaire. La boucle reçoit en entrée la température moyenne courante Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur 3 du réacteur. Cette valeur correspond par exemple à la moyenne de la température mesurée à l’entrée du réacteur de la température mesurée à la sortie du cœur. La boucle reçoit également la température de consigne. La température moyenne du fluide caloporteur primaire Tmoy dans le cœur est contrôlée en déplaçant des groupes de barres de contrôle 49, en fonction de l’écart entre la température courante et la température de consigne. Quatre groupes de barres, appelés groupes A, B, C, D, peuvent être déplacés pour contrôler la température Tmoy. Dans FR1850867, le modèle numérique est utilisé pour déterminer le déplacement des groupes de contrôles, l’injection de poison neutronique et l’injection d’eau. Dans FR2103869, le modèle numérique est utilisé pour déterminer l’injection de poison neutronique et l’injection d’eau. Le modèle numérique à l’étape S20/ peut être utilisé de multiples façons. Dans FR1850867, il est utilisé en combinaison avec un algorithme de commande à gains séquencés. Le modèle numérique est utilisé pour déterminer des commandes. L’algorithme de commande à gains séquencés est utilisé pour élaborer des commandes correctives. Les commandes appliquées effectivement pour le pilotage des actionneurs sont la somme des commandes et des commandes correctives. Dans FR2103869, le modèle numérique est utilisé pour déterminer, lors de transitoires de puissance, des séquences optimisées d’injection de poison neutronique ou d’eau. D’autres utilisations du modèle numérique peuvent être envisagée. Le modèle numérique utilise toutes les commandes de la liste ci-dessus. En variante, il n’utilise qu’une partie des commandes de la liste ci-dessus. Le modèle numérique du cœur du réacteur nucléaire est un modèle dit prédictif. Le modèle numérique du cœur du réacteur nucléaire est un modèle non linéaire. En variante, le modèle numérique est linéaire. Ce modèle numérique est alors par exemple obtenu en linéarisant le modèle non linéaire décrit ci-dessous. Ce modèle numérique est illustré schématiquement sur la FIG. 3 . Le modèle numérique du cœur comprend plusieurs sous-modèles, chaque sous-modèle modélisant un niveau du cœur 3. En d’autres termes, le cœur est divisé, suivant la direction verticale, en plusieurs tranches, chaque sous-modèle modélisant une des tranches de cœur. Typiquement, le modèle numérique du cœur comprend entre deux et vingt sous-modèles, de préférence entre deux et dix sous-modèles, et comporte par exemple six sous-modèles. Chaque sous-modèle comprend au moins une équation décrivant une cinétique d’une densité de neutrons dans ledit niveau, et une équation décrivant une température du fluide caloporteur primaire audit niveau. Les températures T2 à T7 à la sortie de chaque niveau sont déduites du flux neutronique dans chaque niveau. Les équations sont indiquées ci-dessous : Niveau 1 : Niveau i : Niveau le plus haut : avec : - n i : densité de neutrons au niveau i ; -ρ i : réactivité au niveau i - D : coefficient d’échange neutronique ; - l* : durée de vie moyenne des neutrons (prompt et retardés) ; - K T/H : coefficient de conversion température/ enthalpie ; - Kn : coefficient de conversion puissance/flux neutronique ; - Qp : débit massique de fluide caloporteur primaire dans le cœur. - T1, T7 : température à l’entrée et à la sortie du cœur ; - Ti : température du fluide caloporteur primaire à chaque niveau ; La température à chaque niveau correspond ici à la température à l’entrée de ce niveau. Ainsi, chaque niveau du cœur est modélisé en utilisant une approximation à un groupe de la cinétique neutronique ponctuelle avec, en plus, un coefficient D pour rendre compte des échanges neutroniques entre les niveaux. Les neutrons retardés et les précurseurs, qui ont une dynamique plus rapide que la dynamique attendue par le procédé ou l’opérateur, ne sont pas modélisés. Ces neutrons ont une dynamique typique de 10 secondes, pour un pas de temps de calcul de l’ordre de 60 secondes. Le modèle numérique comporte par ailleurs des équations caractérisant la réactivité à chaque niveau Ces équations prennent en compte un ou plusieurs des effets suivants : - effet dû à une variation de la température du fluide caloporteur primaire audit niveau (appelé aussi effet modérateur) ; - effet dû à une variation de la puissance fournie par le cœur audit niveau (effet Doppler) ; - effet dû au déplacement des groupes de barres de contrôle ; - effet dû à une variation de concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - effet dû à une variation de la concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau. Les équations sont les suivantes : avec où - ρ i0 : réactivité initiale au niveau i, déterminée au pas de temps précédent ; - P i : puissance thermique fournie par le niveau i du cœur, supposée proportionnelle à la densité de neutrons ; - Xe i : concentration de Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire au niveau i ; - I i : concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire au niveau i ; - Γ l : coefficient de production d’Iode 135 par fission ; - λ l : constante de décroissance de l’Iode 135 en Xénon 135 ; - Γ Xe : coefficient de production de Xénon 135 par fission ; - λ Xe : constante de décroissance du Xénon 135 ; - : coefficient de transmutation par absorption de neutron du Xénon 135 en Xénon 136 - K mod , K dop , K bor , K bank , K xenon : coefficients d’efficacité caractérisant la contribution dans la variation de la réactivité à chaque niveau du cœur respectivement de la variation de température, variation de la puissance fournie par le cœur, de la variation de concentration du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, des déplacements des groupes de barres de contrôle, de la variation de la concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau du cœur. Dans les équations ci-dessus, Δ note une variation par rapport au pas de temps précédent. L’effet dû à la variation de la puissance fournie par le cœur permet de caractériser l’effet d’une variation de la température du combustible nucléaire, appelé également effet Doppler. L’évolution du Xénon 135 à chaque niveau est modélisé en utilisant des équations classiques prenant en compte : - la production d’Iode 135 par fission ; - la décroissance radioactive de l’Iode 135 en Xénon 135 ; - la production de Xénon 135 par fission ; - la décroissance radioactive du Xénon 135 ; - la transmutation du Xénon 135 en Xénon 136 par absorption neutronique. ΔPbank i correspond au déplacement de l’ensemble des groupes de contrôle au sein du niveau i, exprimé en pas. Ce paramètre correspond à la somme des variations du nombre de pas d’insertion dans le niveau i de tous des groupes de contrôle. ΔP i est obtenu par l’équation suivante : ΔP i = Kn x Δn i , où Kn est une constante prédéterminée. Par ailleurs le modèle numérique intègre l’équation générale suivante : P étant la puissance totale fournie par le cœur. L’évolution dans le temps de la puissance totale fournie par le cœur est typiquement imposée par le gestionnaire du réseau de distribution électrique. La valeur des ΔPbank i est déterminée par le modèle numérique, en fonction de l’évolution de la température moyenne Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur. Le modèle numérique détermine d’abord la valeur de Tmoy selon l’équation suivante : Tmoy = (T1 + T7)/2. Puis, le modèle numérique détermine une température moyenne de référence Tref, en fonction de paramètres tels que la puissance réacteur souhaitée. Cette donnée est disponible dans l’ensemble de pilotage du réacteur. Elle est typiquement imposée par l’exploitant du réseau de distribution électrique 29. Le modèle numérique détermine ensuite la différence ΔTmoy entre Tmoy et la température moyenne de référence Tref. Si Tmoy sort de la bande morte de température, c’est-à-dire si ΔTmoy dépasse une valeur seuil prédéterminée, le modèle numérique fixe la valeur de Tmoy en limite de bande morte et détermine qu’il est nécessaire de déplacer les groupes de contrôle. Il calcule une valeur de ΔPbank en fonction de ΔTmoy, permettant d’atteindre la criticité. Les valeurs de température de référence et la largeur de la bande morte de température en fonction de la puissance réacteur sont des valeurs prédéterminées, enregistrées dans le modèle numérique, ou sont fournies par l’ensemble de pilotage 55. ΔCpn est obtenu par intégration des quantités de poison neutronique et/ou d’eau injectées dans le fluide caloporteur primaire. Le modèle numérique utilise pour cela les équations suivantes : dCpn/dt = – Cpn x Qw / Mt pour une injection d’eau ; dCpn/dt = (Crea – Cpn) x Qpn / Mt pour une injection de poison neutronique, avec Mt masse totale d’eau dans le circuit primaire, par exemple 260 tonnes pour une tranche N4, Crea concentration de poison neutronique dans la solution de poison neutronique injectée, Cpn concentration courante de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, Qw débit d’eau déminéralisée injectée, Qpn débit de solution de poison neutronique injectée. Un retard est considéré pour évaluer l’effet de l’injection d’eau déminéralisée ou de poison neutronique. La valeur de Qp, c’est-à-dire le débit de fluide caloporteur primaire dans le cœur, est une valeur prédéterminée. En variante, elle est récupérée dans l’ensemble de pilotage 55. Le modèle numérique comporte également des équations modélisant l’évolution des températures des branches froide et chaude : - T bf et T bc sont les températures du fluide caloporteur primaire dans les b ranches froide et chaude ; - sont les dérivées par rapport au temps de T bf , T bc et T 1 ; - K est une constante ; - P vap est la puissance extraite par les générateurs de valeur ; - : constante de temps de l’échange de température entre circuit primaire et secondaire au sein du générateur de vapeur ; - : constante de temps pour l’évolution de la température du fluide caloporteur primaire le long de la branche chaude ; - : constante de temps pour l’évolution de la température du fluide caloporteur primaire le long de la branche froide. Les coefficients numériques utilisés dans le modèle numérique sont donc K T/H , K n K mod , K dop , K bor , K bank , K xenon , D, Γ I , Γ xe et , l*, λ l , λ Xe , , , . Les paramètres opératoires dont les valeurs courantes sont acquises à l’étape S10/ sont choisis dans de la liste suivante : - flux neutronique à chaque niveau n i du cœur ; - répartition axiale du flux neutronique dans le cœur ; - température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et dans la branche froide du circuit primaire ; - concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du coeur, concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du cœur. Typiquement, les valeurs courantes de tous les paramètres ci-dessus sont acquises. En variante, seules les valeurs courantes d’une partie de ces paramètres sont acquises. Le flux neutronique à chaque niveau du cœur est fourni directement par les détecteurs de neutrons de l’instrumentation 53 répartis sur la hauteur du cœur. En variante, il est calculé à partir des informations fournies par les détecteurs de neutrons. La répartition axiale du flux neutronique dans le cœur est fournie par l’instrumentation 53. Cette répartition correspond par exemple à l’axial offset. La température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et dans la branche froide du circuit primaire et la concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire sont fournies directement par l’instrumentation 53. La concentration en Xénon 135 et la concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du cœur sont typiquement récupérées dans l’ensemble de pilotage 55. Cet ensemble de pilotage 55, dans certains réacteurs nucléaires, comporte un système expert configuré pour déterminer, entre autres, ces concentrations en Xénon 135 et en Iode 135. Ce système expert est désigné par le sigle CMS (Core Monitoring System, ou Système de Suivi du Cœur). Quand ces concentrations ne sont pas disponibles, elles sont de préférence estimées par l’opération d’estimation, comme décrit ci-dessous. Les paramètres d’état comprennent un ou plusieurs des paramètres de la liste ci-dessous : - pour chaque niveau du coeur, densité de neutron audit niveau n i , concentration en Xénon 135 Xe i dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau, concentration en Iode 135 I i dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau; - pour chaque niveau du coeur, température du fluide caloporteur primaire T i ; - température du fluide caloporteur primaire à l’entrée et à la sortie du cœur T 1 , T 7 ; - température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et dans la branche froide T BC , T BF ; - concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire Cpn. Typiquement, tous les paramètres ci-dessus sont des paramètres d’état. En variante, seule une partie des paramètres ci-dessus sont des paramètres d’état. A l’étape S30/, les commandes générées à l’étape S20/ sont utilisées pour commander les actionneurs correspondants. L’étape S30/ est complètement automatique, les actionneurs étant commandés par un calculateur sans intervention d’un opérateur. En variante, au moins certains des actionneurs sont commandés manuellement à l’étape S30/. Les commandes générées à l’étape S20/ constituent des aides à la décision, c’est-à-dire des recommandations, pour les opérateurs pilotant le réacteur nucléaire. Le procédé comprend également une opération d’estimation d’au moins un coefficient numérique estimé appartenant à l’ensemble de coefficients numériques et/ou d’au moins un paramètre d’état estimé appartenant à l’ensemble de paramètres d’état, mise en œuvre de manière itérative à des instants t c , en parallèle de l’opération de pilotage. Cette opération d’estimation comprend à chaque itération les étapes suivantes : S40/ génération d’une valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou d’une valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé; S50/ détermination de valeurs simulées d’un groupe de paramètres opératoires simulés faisant partie des paramètres opératoires acquis, à l’aide du modèle numérique, pour une fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] glissante avec t c , T étant la largeur de la fenêtre de temps, la fenêtre de temps étant située dans le passé par rapport à t c , en utilisant dans le modèle numérique la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou en considérant à t 0 la valeur initiale générée de l’au moins un paramètres d’état estimé ; S60/ évaluation d’une fonction de coût en utilisant les valeurs courantes et les valeurs simulées des paramètres opératoires simulés. Les étapes S40/, S50/ et S60/ sont répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait, la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou la valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé permettant de satisfaire le critère de convergence étant retenues comme estimation de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou de l’au moins un paramètre d’état estimé à l’instant t c . L’opération d’estimation est effectuée en même temps que l’opération de pilotage. Elle permet de corriger en temps réel les coefficients numériques ou les variables d’état utilisés dans le modèle numérique pour l’opération de pilotage du réacteur nucléaire. L’opération d’estimation est effectuée de manière itérative, avec une période inférieure à soixante minutes, de préférence inférieure à vingt minutes, et valant par exemple une minute. L’opération d’estimation vise à estimer par exemple seulement au moins un coefficient numérique. Alternativement, elle vise à estimer appartenant à la fois au moins un coefficient numérique et au moins un paramètre d’état. En effet, la précision du modèle numérique repose pour partie sur une connaissance fine des paramètres d’état. Il arrive que certains paramètres d’état ne soient pas disponibles, ni via l’instrumentation, ni plus généralement dans l’ensemble de pilotage du réacteur nucléaire. Dans ce cas, un ou plusieurs de ces paramètres d’état sont avantageusement déterminés pendant l’opération d’estimation. Selon une autre alternative, moins fréquente, seuls un ou plusieurs paramètres d’état sont déterminés par l’opération d’estimation. Le ou chaque coefficient numérique estimé est choisi de préférence dans la liste suivante : - : coefficient de transmutation par absorption de neutron du Xénon 135 en Xénon 136 ; - l* : durée de vie moyenne des neutrons (prompt et retardés) dans le coeur ; - D : coefficient d’échange neutronique entre les niveaux du coeur ; - K bor , K bank , K xenon : coefficients d’efficacité caractérisant la contribution dans la variation de la réactivité à chaque niveau du cœur respectivement de la variation de concentration du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, des déplacements des groupes de barres de contrôle, de la variation de la concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau du cœur ; - : constante de temps de l’échange de température entre circuit primaire et secondaire au sein du générateur de vapeur ; - : constante de temps pour l’évolution de la température du fluide caloporteur primaire le long de la branche chaude ; - : constante de temps pour l’évolution de la température du fluide caloporteur primaire le long de la branche froide. Le ou chaque paramètre d’état estimé est choisi de préférence dans la liste suivante : - pour chaque niveau du coeur, concentration en Xénon 135 Xe i dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau, - pour chaque niveau du coeur, concentration en Iode 135 I i dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau. Typiquement, l’opération d’estimation est configurée pour estimer tous les coefficients numériques de la liste ci-dessus et tous les paramètres d’état de la liste ci-dessus. Pour limiter le temps de calcul, l’opération d’estimation en variante est configurée pour estimer : - seulement entre 1 et 9 des coefficients numériques ci-dessus, de préférence entre 1 et 7, encore de préférence entre 1 et 4 ; ou - seulement entre 1 et 35 des paramètres d’état ci-dessus, de préférence entre 1 et 8, encore de préférence entre 1 et 4 ; - à la fois entre 1 et 9 des coefficients numériques ci-dessus et entre 1 et 35 des paramètres d’état ci-dessus, de préférence entre 1 et 7 des coefficients numériques ci-dessus et entre 1 et 24 des paramètres d’état ci-dessus, encore de préférence entre 1 et 4 des coefficients numériques ci-dessus et entre 1 et 12 des paramètres d’état ci-dessus. A l’étape S50/, les paramètres opératoires simulés sont choisis dans la liste suivante : - flux neutronique à chaque niveau n i du cœur ; - répartition axiale du flux neutronique dans le cœur ; - température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et dans la branche froide du circuit primaire ; - concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du coeur, concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du cœur. Typiquement, à l’étape S50/, le groupe de paramètres opératoires simulés comprend tous les paramètres opératoires de la liste ci-dessus. En variante, le groupe de paramètres opératoires simulés comprend seulement une partie des paramètres opératoires de la liste ci-dessus Le modèle numérique est utilisé pour déterminer l’évolution dans le temps des valeurs simulées sur la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T]. La largeur T de la fenêtre de temps est comprise entre 0h15 et 24h, de préférence entre 0h30 et 1h30, et vaut par exemple 1h. L’instant t 0 +T correspond par exemple à l’instant t c . En variante, l’instant t 0 +T est décalé dans le passé par rapport à t c , typiquement de quelques minutes. La fenêtre de temps est glissante au sens où elle se déplace dans le temps avec l’instant t c . Elle a toujours le même décalage temporel par rapport à l’instant t c . Comme indiqué plus haut, le modèle numérique utilise à l’étape S50/ la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou considère à t 0 la valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé. Les autres coefficients numériques utilisés sont des constantes prédéterminées. Les valeurs initiales des autres paramètres d’état sont typiquement celles obtenues par la simulation à l’itération précédente . Le modèle numérique à l’étape S50/ utilise les valeurs des commandes réellement appliquées pendant la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T]. La fonction de coût utilisée à l’étape S60/ comprend un terme correspondant à l’écart entre les valeurs courantes et les valeurs simulées du groupe de paramètres opératoires simulés sur la fenêtre de temps. Avantageusement, la fonction de coût comprend aussi un terme correspondant à l’écart entre la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et l’estimation de l’au moins un coefficient numérique estimé obtenue à l’itération précédente. Ce terme n’est utile que quand l’opération d’estimation vise à estimer au moins un coefficient numérique. La fonction de coût comprend de préférence un terme correspondant à l’écart entre la valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé et l’estimation de l’au moins un paramètre d’état estimé obtenue à l’itération précédente. Ce terme n’est utile que quand l’opération d’estimation vise à estimer au moins un paramètre d’état. Par exemple, la fonction de coût est la suivante : Où J est la fonction de coût ; x est le vecteur des paramètres d’état ; est le vecteur des paramètres d’état, contenant la valeur initiale générée pour le ou les paramètres d’état estimé et la valeur à t 0 estimée à l’itération précédente pour les autres paramètres d’état ; est le vecteur du ou des coefficients numériques estimé obtenue à l’itération précédente ; p est le vecteur contenant les valeurs générées du ou des coefficients numériques estimés ; y(τ) est le vecteur des valeurs courantes du groupe de paramètres opératoires mesurés ; h(x(τ)) est le vecteur des valeurs simulées du groupe de paramètres opératoires simulés ; sont des normes telles que , où a est un vecteur à n composant et Sx une matrice de taille nxn. Sx, Sp et R sont des matrices qui servent à pondérer la contribution des différents termes de la fonction coût. Pour Sx grand, l’écart entre les paramètres d’état déterminés à la résolution courante du problème avec les paramètres d’états calculés précédemment est fortement pénalisé (utilisé si l’on a confiance dans cette estimation). Si peu de confiance est accordée à la précédente estimation, la pondération peut-être moins importante. Sp joue le même rôle pour les coefficients numériques du modèle numérique. R pénalise les écarts entre les paramètres opératoires simulés par le modèle numérique et les paramètres opératoires mesurés. R est en général choisi sur des considérations portant sur la nature des incertitudes de mesure (précision des dispositifs d’instrumentation, etc). Sx et Sp sont ajustés par le concepteur pour obtenir les meilleurs résultats d’estimation possibles. Comme indiqué plus haut, les étapes S40/, S50/ et S60/ sont répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait. Plus précisément, à chaque itération, l’opération d’optimisation est traitée comme un problème d’optimisation visant à minimiser la fonction de coût J, en mettant en œuvre un intégrateur numérique et un solveur d’optimisation numérique. Le problème d’optimisation est d’abord transcrit en un problème de programmation non linéaire (NLP, Non Linear Programming) par une méthode de discrétisation. Cette méthode de discrétisation est une méthode de tir simple, une méthode de tir multiple ou une méthode de collocation directe. Le problème de programmation non linéaire est résolu en utilisant un intégrateur numérique capable de traiter les systèmes dits raides en mettant en œuvre une méthode adaptée : collocation, méthode linéaire multipas, méthode d’Euler, méthode de Range-Kutta, méthode de Dormand-Price. Le solveur d’optimisation numérique utilise la méthode des points intérieurs ou la programmation quadratique séquencée (SQP). La fonction coût est optimisée par le solveur d’optimisation numérique. Cependant, le calcul de la fonction coût nécessite de simuler le modèle avec le modèle numérique. Cette simulation fait appel à l’intégrateur numérique. L’ensemble de pilotage 55 va maintenant être décrit (voir aussi la FIG. 1 ). Cet ensemble de pilotage 55 comprend : a/ une unité 57 d’acquisition acquérant de manière itérative les valeurs courantes des paramètres opératoires acquis ; b/ un organe de calcul 59 configuré pour générer les commandes des actionneurs en utilisant les valeurs courantes des paramètres opératoires acquis, au moins certaines commande étant déterminées à l’aide du modèle numérique du réacteur nucléaire ; c/ une unité 61 de pilotage des actionneurs en utilisant les commandes générées. L’unité d’acquisition 57 est un calculateur, ou une partie d’un calculateur. Typiquement, l’unité d’acquisition 57 est configurée pour mettre en œuvre l’étape S10/. L’organe de calcul 59 est configuré pour mettre en œuvre l’étape S20/. Le modèle numérique est celui décrit ci-dessus. L’unité de pilotage 61 est configuré pour mettre en œuvre l’étape S30/. L’ensemble de pilotage 55 comprend également une unité 63 d’estimation d’au moins un coefficient numérique estimé appartenant à l’ensemble de coefficients numériques et/ou d’au moins un paramètre d’état estimé appartenant à l’ensemble de paramètres d’état. L’unité d’estimation 63 est un organe de calcul. Elle est intégrée dans l’organe de calcul 59. En variante, elle est indépendante. L’unité d’estimation 63 est configurée pour mettre en œuvre l’opération d’estimation décrite ci-dessus. Un premier exemple d’application du procédé de pilotage de l’invention a été représenté sur les figures 4 et 5. Dans cet exemple, le modèle numérique comporte six niveaux, c’est-à-dire six sous-modèles. Il compare les valeurs simulées par le modèle numérique de huit paramètres opératoires avec les mesures de ces mêmes paramètres opératoires : les densités neutroniques aux six niveaux, la température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et la température du fluide caloporteur primaire dans la branche froide du circuit primaire. La largeur de la fenêtre temporelle est d’une heure. L’opération d’optimisation vise à déterminer deux coefficients numériques : - D : coefficient d’échange neutronique entre les niveaux du cœur (représenté sur la FIG. 4 ) ; - : coefficient de transmutation par absorption de neutron du Xénon 135 en Xénon 136 (représenté sur la FIG. 5 ). La courbe horizontale R correspond à la valeur réelle du coefficient numérique. La courbe E correspond aux estimations successives obtenues à l’aide du procédé de l’invention. Le scénario considéré ici correspond à un passage de 100% de la puissance à 70% avec palier à cette puissance. Puis une remontée à 100% de la puissance et palier de puissance. Enfin, une baisse de charge à 50% de la puissance. Les deux coefficients numériques sont initialisés à des valeurs très écartées des valeurs réelles, mais d’un ordre de grandeur plausible. Les figures montrent que les estimations convergent rapidement vers les valeurs réelles. Les variations de puissance nominale du réacteur induisent des perturbations de faibles ampleurs, mais les estimations reviennent rapidement vers les valeurs réelles. Un second exemple d’application du procédé de pilotage de l’invention a été représenté sur les figures 6 à 9. Dans cet exemple, le modèle numérique comporte six niveaux, c’est-à-dire six sous-modèles. Il compare les valeurs simulées par le modèle numérique de vingt paramètres opératoires avec les mesures ou simulation de ces paramètres opératoires : les densités neutroniques aux six niveaux, les concentrations en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du coeur, les concentrations en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du cœur, la température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et la température du fluide caloporteur primaire dans la branche froide du circuit primaire. La largeur de la fenêtre temporelle est d’une heure. L’opération d’optimisation vise à déterminer quatre coefficients numériques : - D : coefficient d’échange neutronique entre les niveaux du cœur (représenté sur la FIG. 6 ) - : coefficient de transmutation par absorption de neutron du Xénon 135 en Xénon 136 (représenté sur la FIG. 7 ) ; - K bor et K xenon (figures 8 et 9). La courbe horizontale R correspond à la valeur réelle du coefficient numérique. La courbe E correspond aux estimations successives obtenues à l’aide du procédé de l’invention. Le scénario considéré ici est le même que sur les figures 4 et 5. Les quatre coefficients numériques sont initialisés à des valeurs très écartées des valeurs réelles, mais d’ordres de grandeur plausibles. Les figures montrent que les estimations convergent rapidement vers les valeurs réelles. Les variations de puissance nominale du réacteur induisent des perturbations de faibles ampleurs, mais les estimations reviennent rapidement vers les valeurs réelles. Un troisième exemple d’application du procédé de pilotage de l’invention est illustré sur la FIG. 10 . Dans cet exemple, le modèle numérique comporte six niveaux, c’est-à-dire six sous-modèles. Il compare les valeurs simulées par le modèle numérique de huit paramètres opératoires avec les mesures de ces paramètres opératoires : les densités neutroniques aux six niveaux, la température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et la température du fluide caloporteur primaire dans la branche froide du circuit primaire. La largeur de la fenêtre temporelle est d’une heure. L’opération d’optimisation vise à déterminer les densités en xénon 135 dans chaque sous-modèle du modèle numérique, soit six densités en xénon. Le scénario considéré est le même que dans les figures 4 et 5. Les estimations de ces paramètres opératoires sont initialisées à des valeurs écartées (15% d’erreur) mais d’ordre de grandeur plausible. La FIG. 10 illustre l’erreur dans l’estimation de la densité de xénon 135, c’est-à-dire l’écart entre la valeur estimée par le modèle numérique et la valeur réelle. Cet écart est exprimé en % de la valeur réelle. La valeur représentée sur la FIG. 10 est la moyenne des erreurs pour les six niveaux du modèle. L’erreur est en ordonnée, et le temps en abscisse. La FIG. 10 montre dans ce cas que les estimations convergent rapidement puisqu’au bout d’une seule optimisation, l’erreur d’estimation normalisée pour l’ensemble des densités de xénon est de l’ordre du pourcent, et diminue encore au cours du temps. Selon un autre aspect, l’invention porte sur un procédé de calibration d’un modèle numérique utilisé pour le pilotage d’un réacteur nucléaire. Le modèle numérique est celui décrit plus haut. La calibration est réalisée indépendamment du pilotage du réacteur nucléaire. On entend par là que l’opération de calibration est découplée du pilotage du réacteur nucléaire et peut être effectuée à tout moment, par exemple avant la mise en service du modèle numérique, ou pendant que le réacteur nucléaire est à l’arrêt. Le modèle numérique est calibré en utilisant des valeurs simulées, appelées valeurs de référence ci-dessous, en lieu et place des valeurs courantes acquise en utilisant les capteurs équipant le réacteur nucléaire. Ce procédé de calibration vise typiquement à déterminer les coefficients numériques utilisés par le modèle numérique à différents points de fonctionnement du réacteur nucléaire, notamment lors de transitoires de puissance. Plus précisément, le procédé de calibration comprend une opération de génération de valeurs de référence d’une pluralité de paramètres opératoires de référence du réacteur nucléaire pour un intervalle de temps I, et une opération d’estimation d’au moins un coefficient numérique estimé appartenant à l’ensemble de coefficients numériques, mise en œuvre pour une fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] à l’intérieur de l’intervalle de temps I, T étant la largeur de la fenêtre de temps. Par exemple, l’opération d’estimation est mise en œuvre de manière itérative pour une fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] glissante à l’intérieur de l’intervalle de temps I, T étant la largeur de la fenêtre de temps, la fenêtre de temps se déplaçant à chaque itération et balayant l’intervalle de temps I. Les valeurs de référence générées correspondent à l’évolution dans le temps des valeurs des paramètres opératoires de référence sur tout l’intervalle de temps I. Les paramètres opératoires de référence sont par exemple les mêmes que les paramètres opératoires acquis décrits ci-dessus en référence à l’étape S10/. L’intervalle de temps I a une durée de plusieurs heures, par exemple 24 heures et de préférence 12 heures. Les valeurs de référence sont générées par un système expert, comportant un logiciel de simulation de fonctionnement du réacteur nucléaire. Ce système expert est fréquemment désigné sous le sigle CMS (Core Monitoring System, ou Système de suivi du cœur). Un CMS de ce type, appelé ARGOS, est intégré dans certains réacteurs nucléaires. Ce système expert est connu et ne sera pas décrit en détails ici. Les valeurs de référence sont générées en considérant un scénario de pilotage du réacteur nucléaire pendant l’intervalle de temps I, par exemple un transitoire de puissance, ou un fonctionnement à puissance constante, ou tout autre scénario. L’au moins un coefficient numérique estimé est tel que décrit ci-dessus. L’opération d’estimation est mise en œuvre en faisant glisser de manière itérative la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] dans l’intervalle de temps I. La fenêtre de temps se déplace à chaque itération d’un pas de temps inférieur à 60 minutes, de préférence inférieur à 20 minutes, valant par exemple 1 minute. La largeur T de la fenêtre de temps est comme décrit plus haut. Si l’intervalle de temps débute à l’instant T1 et se termine à l’instant T2, à la première itération t 0 coïncide de préférence avec T1. A la dernière itération, t 0 +T coïncide de préférence avec T2. En d’autres termes, la fenêtre de temps balaye tout l’intervalle I. L’opération d’estimation comprenant à chaque itération les étapes suivantes : S70/ génération d’une valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé ; S80/ détermination de valeurs simulées d’un groupe de paramètres opératoires simulés faisant partie des paramètres opératoires de référence, à l’aide du modèle numérique, pour la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T], en utilisant dans le modèle numérique la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé ; S90/ évaluation d’une fonction de coût en utilisant les valeurs de référence et les valeurs simulées du groupe de paramètres opératoires simulés ; les étapes S70/, S80/ et S90/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait, la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé permettant de satisfaire le critère de convergence étant retenues comme estimation de l’au moins un coefficient numérique estimé à l’instant t 0 +T. L’étape S70/ est effectuée comme l’étape S40/ décrite ci-dessus. L’étape S80/ est effectuée comme l’étape S50/ décrite ci-dessus. L’étape S90/ est effectuée comme l’étape S60/ décrite ci-dessus, en utilisant les valeurs de référence en lieu et place des valeurs courantes du groupe de paramètres opératoires simulés. L’opération d’estimation permet donc de déterminer l’évolution de l’au moins un coefficient numérique estimé dans l’intervalle de temps [T1+T ; T2], c’est-à-dire pratiquement sur la totalité de l’intervalle de temps I. La valeur de l’au moins un coefficient numérique estimé retenue pour calibrer le modèle numérique est typiquement la valeur déterminée à la dernière itération, c’est-à-dire pour l’instant T2. En variante, l’opération d’estimation est mise en œuvre de manière non itérative, la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] correspondant à l’intervalle de temps I. En d’autres termes, t 0 coïncide avec T1, t 0 + T coïncide avec T2, la largeur T de la fenêtre de temps étant égale à la durée de l’intervalle de temps I. Procédé de pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire (1) ayant une cuve sous pression (2), un cœur (3) comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire (5) agencé dans la cuve sous pression (2), un circuit primaire (7) de refroidissement du cœur (3) dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, et une pluralité d’actionneurs agissant sur le cœur (3) ou le circuit primaire (7), le procédé comprenant une opération de pilotage du réacteur nucléaire avec les étapes suivantes : S10/ acquisition des valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires acquis du réacteur nucléaire ; S20/ génération de commandes des actionneurs en utilisant les valeurs courantes des paramètres opératoires acquis, au moins certaines commandes étant déterminées à l’aide d’un modèle numérique du réacteur nucléaire, le modèle numérique étant configuré pour déterminer une évolution dans le temps d’un ensemble de paramètres d’état du réacteur nucléaire en utilisant les commandes fournies aux actionneurs et un ensemble de coefficients numériques ; S30/ pilotage des actionneurs en utilisant les commandes générées ; les étapes S10/, S20/ et S30/ étant mises en œuvre de manière itératives ; le procédé comprenant également une opération d’estimation d’au moins un coefficient numérique estimé appartenant à l’ensemble de coefficients numériques et/ou d’au moins un paramètre d’état estimé appartenant à l’ensemble de paramètres d’état, mise en œuvre de manière itérative à des instants t c , en parallèle de l’opération de pilotage, cette opération d’estimation comprenant à chaque itération les étapes suivantes : S40/ génération d’une valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou d’une valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé ; S50/ détermination de valeurs simulées d’un groupe de paramètres opératoires simulés faisant partie des paramètres opératoires acquis, à l’aide du modèle numérique, pour une fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] glissante avec t c , T étant la largeur de la fenêtre de temps, la fenêtre de temps étant située dans le passé par rapport à t c , en utilisant dans le modèle numérique la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou en considérant à t 0 la valeur initiale générée de l’au moins un paramètres d’état estimé ; S60/ évaluation d’une fonction de coût en utilisant les valeurs courantes et les valeurs simulées du groupe de paramètres opératoires simulés ; les étapes S40/, S50/ et S60/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait, la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou la valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé permettant de satisfaire le critère de convergence étant retenues comme estimation de l’au moins un coefficient numérique estimé et/ou de l’au moins un paramètre d’état estimé à l’instant t c . Procédé de pilotage selon la revendication 1, dans lequel la fonction de coût comprend un terme correspondant à l’écart entre les valeurs courantes et les valeurs simulées du groupe de paramètres opératoires simulés sur la fenêtre de temps. Procédé de pilotage selon la revendication 1 ou 2, dans lequel la fonction de coût comprend un terme correspondant à l’écart entre la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé et l’estimation de l’au moins un coefficient numérique estimé obtenue à l’itération précédente. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la fonction de coût comprend un terme correspondant à l’écart entre la valeur initiale générée de l’au moins un paramètre d’état estimé et l’estimation de l’au moins un paramètre d’état estimé obtenue à l’itération précédente. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le modèle numérique du réacteur nucléaire comprend plusieurs sous-modèles, chaque sous-modèle modélisant un niveau du cœur du réacteur nucléaire et comprenant au moins une équation décrivant une cinétique d’une densité de neutrons audit niveau et une équation décrivant une température du fluide caloporteur primaire audit niveau, le modèle numérique comprenant en outre des équations décrivant des échanges de neutrons entre les niveaux et des équations caractérisant une réactivité à chaque niveau. Procédé de pilotage selon la revendication 5, dans lequel le circuit primaire (7) comprend au moins au moins une boucle primaire ayant une branche chaude (BC) et une branche froide (BF) raccordées respectivement à une sortie de fluide caloporteur primaire et à une entrée de fluide caloporteur primaire de la cuve sous pression (2), le réacteur nucléaire (1) comprenant en outre : - un circuit secondaire (9) équipé d’une turbine (11); - un générateur de vapeur (21) pour la ou chaque boucle primaire, ayant un premier côté intercalé dans la boucle primaire et un second côté intercalé dans le circuit secondaire; - des groupes de barres de contrôle (49) absorbant les neutrons ; - un mécanisme (51) susceptible de sélectivement insérer ou extraire les groupes de barres de contrôle (49) dans le cœur (3) du réacteur nucléaire ; - une unité (31) permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; et - une unité (39) prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire. Procédé de pilotage selon la revendication 6, dans lequel les équations caractérisant la réactivité à chaque niveau prennent en compte un ou plusieurs des effets suivants : - effet dû à une variation de la température du fluide caloporteur primaire audit niveau ; - effet dû à une variation de la puissance fournie par le cœur audit niveau ; - effet dû aux déplacements de groupes de barres de contrôle ; - effet dû à une variation de la concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - effet dû à une variation de la concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau. Procédé de pilotage selon la revendication 6 ou 7, dans lequel les paramètres d’état comprennent un ou plusieurs des paramètres de la liste ci-dessous : - pour chaque niveau du coeur, densité de neutron audit niveau, concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau, concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau ; - pour chaque niveau du coeur, température du fluide caloporteur primaire ; - température du fluide caloporteur primaire à l’entrée et à la sortie du cœur ; - température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et dans la branche froide ; - concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications 6 à 8, dans lequel le ou chaque coefficient numérique estimé est choisi dans la liste suivante : - : coefficient de transmutation par absorption de neutron du Xénon 135 en Xénon 136 ; - l* : durée de vie moyenne des neutrons (prompt et retardés) dans le coeur ; - D : coefficient d’échange neutronique entre les niveaux du coeur ; - K bor , K bank , K xenon : coefficients d’efficacité caractérisant la contribution dans la variation de la réactivité à chaque niveau du cœur respectivement de la variation de concentration du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, des déplacements des groupes de barres de contrôle, de la variation de la concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau du cœur ; - : constante de temps de l’échange de température entre circuit primaire et secondaire au sein du générateur de vapeur ; - : constante de temps pour l’évolution de la température du fluide caloporteur primaire le long de la branche chaude ; - : constante de temps pour l’évolution de la température du fluide caloporteur primaire le long de la branche froide. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications 6 à 9, dans lequel le ou chaque paramètre d’état estimé est choisi dans la liste suivante : - pour chaque niveau du coeur, concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau, - pour chaque niveau du coeur, concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications 6 à 10, dans lequel à l’étape S50/, les paramètres opératoires simulés sont choisis la liste suivante : - flux neutronique à chaque niveau du cœur ; - répartition axiale du flux neutronique dans le cœur ; - température du fluide caloporteur primaire dans la branche chaude et dans la branche froide du circuit primaire ; - concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - concentration en Xénon 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du coeur, concentration en Iode 135 dans les assemblages de combustible nucléaire à chaque niveau du cœur. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications 6 à 11, dans lequel les commandes des actionneurs utilisées par le modèle numérique sont choisies dans la liste suivante : - déplacement des groupes de contrôle ; - injection de poison neutronique dans le circuit primaire ; - injection d’eau dans le circuit primaire ; - puissance fournie par la turbine. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel à chaque itération, l’opération d’optimisation est traitée comme un problème d’optimisation visant à minimiser la fonction de coût, en mettant en œuvre un intégrateur numérique et un solveur d’optimisation numérique. Réacteur nucléaire comportant une cuve sous pression (2), un cœur (3) comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire (5) agencé dans la cuve sous pression (2), un circuit primaire (7) de refroidissement du cœur (3) dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, une pluralité d’actionneurs agissant sur le cœur (3) ou le circuit primaire (7), et un ensemble (55) de pilotage du réacteur nucléaire, l’ensemble de pilotage (55) étant configuré pour mettre en œuvre le procédé de pilotage de l’une quelconque des revendications 1 à 13 Réacteur nucléaire selon la revendication 14, dans lequel le circuit primaire (7) comprend au moins au moins une boucle primaire ayant une branche chaude (BC) et une branche froide (BF) raccordées respectivement à une sortie de fluide caloporteur primaire et à une entrée de fluide caloporteur primaire de la cuve sous pression (2), le réacteur nucléaire (1) comprenant en outre : - un circuit secondaire (9) équipée d’une turbine (11) ; - un générateur de vapeur (21) pour la ou chaque boucle primaire ayant un premier côté intercalé dans la boucle primaire et un second côté intercalé dans le circuit secondaire; - des groupes de barres de contrôle (49) absorbant les neutrons ; - un mécanisme (51) susceptible de sélectivement insérer ou extraire les groupes de barres de contrôle (49) dans le cœur (3) du réacteur nucléaire ; - une unité (31) permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; et - une unité (39) prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire. Procédé de calibration d’un modèle numérique utilisé pour le pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire (1) ayant une cuve sous pression (2), un cœur (3) comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire (5) agencé dans la cuve sous pression (2), un circuit primaire (7) de refroidissement du cœur (3) dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, et une pluralité d’actionneurs agissant sur le cœur (3) ou le circuit primaire (7), le pilotage du réacteur nucléaire étant réalisé selon un procédé comprenant les étapes suivantes : S10/ acquisition des valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires acquis du réacteur nucléaire ; S20/ génération de commandes des actionneurs en utilisant les valeurs courantes des paramètres opératoires acquis, au moins certaines commande étant déterminées à l’aide dudit modèle numérique, le modèle numérique étant configuré pour déterminer une évolution dans le temps d’un ensemble de paramètres d’état du réacteur nucléaire en utilisant les commandes fournies aux actionneurs et un ensemble de coefficients numériques ; S30/ pilotage des actionneurs en utilisant les commandes générées ; les étapes S10/, S20/ et S30/ étant mises en œuvre de manière itératives ; le procédé de calibration comprenant une opération de génération de valeurs de référence d’une pluralité de paramètres opératoires de référence du réacteur nucléaire pour un intervalle de temps I, et une opération d’estimation d’au moins un coefficient numérique estimé appartenant à l’ensemble de coefficients numériques, mise en œuvre pour une fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] à l’intérieur de l’intervalle de temps I, T étant la largeur de la fenêtre de temps, cette opération d’estimation comprenant à chaque itération les étapes suivantes : S70/ génération d’une valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé ; S80/ détermination de valeurs simulées d’un groupe de paramètres opératoires simulés faisant partie des paramètres opératoires de référence, à l’aide du modèle numérique, pour la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] en utilisant dans le modèle numérique la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé ; S90/ évaluation d’une fonction de coût en utilisant les valeurs de référence et les valeurs simulées du groupe de paramètres opératoires simulés ; les étapes S70/, S80/ et S90/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait, la valeur générée de l’au moins un coefficient numérique estimé permettant de satisfaire le critère de convergence étant retenues comme estimation de l’au moins un coefficient numérique estimé à l’instant t 0 +T. Procédé de calibration selon la revendication 16, dans lequel l’opération d’estimation est mise en œuvre de manière non itérative, la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] correspondant à l’intervalle de temps I. Procédé de calibration selon la revendication 16, dans lequel l’opération d’estimation est mise en œuvre de manière itérative, la fenêtre de temps [t 0 ; t 0 +T] glissant à l’intérieur de l’intervalle de temps I, la fenêtre de temps se déplaçant à chaque itération et balayant l’intervalle de temps I.