FR 2868866 A1 20051014 FR 0403791 A 20040409 L'invention concerne un procédé et un dispositif de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire et en particulier d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression. Les réacteurs nucléaires tels que les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression comportent un coeur constitué par des assemblages de combustible généralement de forme prismatique droite qui sont disposés de manière juxtaposée avec leurs axes longitudinaux dans la direction verticale, c'est-à-dire suivant la hauteur du coeur. Pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, il est nécessaire de s'assurer en permanence que le réacteur fonctionne dans de parfaites conditions et de manière conforme aux conditions générales de sécurité fixées par des règlements et des normes. En particulier, il est nécessaire de déterminer si la production et la répartition volumique du flux de neutrons ainsi que la répartition volumique de la puissance dégagée dans le coeur sont conformes aux conditions correspondant à un fonctionnement normal et satisfaisant du coeur. Pour cela, on est amené à déterminer et calculer des paramètres de fonctionnement du coeur du réacteur nucléaire, tels que la répartition volumique de la puissance dans le coeur, les facteurs de forme du flux neutroni- que ou encore le rapport de crise d'ébullition. Ces paramètres sont déterminés en particulier à partir de mesures de flux neutroniques dans le coeur permettant de déterminer la répartition du flux neutronique dans l'ensemble du coeur en trois dimensions. Les paramètres caractéristiques de l'état du coeur en fonctionnement normal qui sont déterminés à partir des mesures de flux neutroniques ne doivent à aucun moment se trouver à l'extérieur d'intervalles déterminés lors des études de conception du réacteur nucléaire. Lorsqu'on détecte un dépassement d'une valeur limite par l'un des paramètres caractéristiques du fonctionnement du coeur, il est nécessaire de déclencher une alarme et de prendre diverses mesures concernant la conduite du réacteur nucléaire. Pour exercer une surveillance efficace sur le fonctionnement du coeur du réacteur nucléaire, il est nécessaire de déterminer les paramètres physiques de fonctionnement du coeur et la répartition de flux neutronique dans le coeur, en un temps aussi bref que possible. Les mesures de flux neutronique dans le coeur nécessaires pour la surveillance en continu du réacteur nucléaire en fonctionnement sont généralement réalisées par des chambres disposées à l'extérieur de la cuve du réacteur et généralement désignées comme "chambres excore". Ces chambres qui comportent plusieurs étages de mesures (par exemple six) suivant la hauteur du coeur sont généralement disposées pour effectuer les mesures dans quatre zones à la périphérie du coeur du réac- teur nucléaire et situées symétriquement par rapport à deux plans de symétrie axiale du coeur faisant entre eux un angle de 90 . Les chambres étagées des détecteurs excore permettent d'obtenir des mesures de flux à différents niveaux suivant la hauteur du coeur et dans les quatre zones réparties autour du coeur, dans la direction circonférentielle. Toutefois, ces dispositifs externes ne fournissent que des valeurs approchées du flux neutronique à l'intérieur du coeur et une représentation approximative de la répartition du flux neutronique. De ce fait, les paramètres de surveillance sont obtenus de manière peu précise et, par sécurité, on doit prévoir des marges plus grandes par rapport aux valeurs critiques de ces paramètres qu'on ne doit pas atteindre ou dépasser. Pour obtenir une représentation plus exacte de la distribution de flux neutronique dans le coeur, on effectue, de manière complémentaire, à intervalles de temps réguliers mais relativement longs, par exemple de l'ordre d'un mois, des mesures de flux neutronique à l'intérieur du coeur, en utilisant des sondes de mesure mobiles de très petites dimensions, appelées "son- des incore", qui sont généralement constituées par des chambres à fission. Les sondes incore sont fixées chacune à l'extrémité d'un câble souple, appelé câble téléflex, assurant son déplacement à l'intérieur d'une voie de me-sure de l'instrumentation du réacteur nucléaire. Chacune des voies de me- sure débouche, à l'une de ses extrémités, dans un local d'instrumentation situé en partie basse du bâtiment du réacteur. On assure le déplacement des sondes à fission dans les voies de mesure depuis le local d'instrumentation. Chacune des voies de mesure comporte, à l'intérieur du coeur du réac- teur nucléaire, un tube d'instrumentation d'un assemblage de combustible et un doigt de gant placé à l'intérieur du tube d'instrumentation dans lequel circule la sonde à fission. Les mesures de flux neutronique sont ré?lisées dans des canaux de mesure constitués par les tubes d'instrumentation de direc- tion verticale d'un ensemble d'assemblages de combustibles répartis dans toute la section du coeur. Par exemple, dans le cas d'un coeur comportant cent soixante dix-sept assemblages de combustible, on utilise généralement cinquante six voies de mesure. On utilise cinquante huit voies de mesure pour un coeur de cent quatre-vingt treize assemblages de combustible, quarante huit ou cinquante voies de mesure pour un coeur de cent cinquante sept assemblages de combustible et soixante voies de mesure pour un coeur de deux cent cinq assemblages de combustible. Les mesures de flux neutronique sont réalisées pendant le déplace- ment à faible vitesse des sondes incore mobiles suivant toute la hauteur du coeur. On peut ainsi réaliser de nombreux points de mesure du flux neutronique suivant la hauteur du coeur; avec un espacement faible. On peut réaliser par exemple des mesures en six cents points répartis suivant la hauteur de chacun des canaux de mesure. D'autre part, compte tenu de la répartition des assemblages de combustible instrumentés dans le coeur et des symétries du coeur, on obtient une image suffisamment représentative du flux neutronique, sous la forme d'une carte de flux. La détermination précise de la carte du flux n'est réalisée que périodiquement en utilisant les sondes mobiles, dans le cas des procédés d'exploitation connus. On connaît d'autre part des sondes de mesure de flux neutronique qui peuvent être placées et maintenues à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire en permanence pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire. De telles sondes de mesure de flux neutronique qui peuvent être réalisées sous la forme de "collectrons" sont généralement assemblées sous forme de can- nes de mesure dans une disposition alignée verticalement avec un espace constant entre deux chambres successives, pour constituer des détecteurs de mesure de flux suivant toute la hauteur du coeur du réacteur nucléaire. Ces cannes sont introduites chacune dans un doigt de gant normalement 2868866 4 affecté à la mesure par une sonde mobile et insérées dans un canal de me-sure constitué par un tube d'instrumentation d'un assemblage de combustible. Chacun des détecteurs de mesure de flux ou cannes de mesure dont la longueur est à peu près égale à la hauteur du coeur peut comporter par exemple huit sondes de mesure constituées par des collections. Dans le but d'optimiser les performances des centrales nucléaires, afin de réduire les coûts de production, on peut effectuer la surveillance en trois dimensions et en continu de la puissance nucléaire produite par le ré-acteur, ce qui permet de calculer de manière précise les paramètres de sur- veillance et de tenir compte au mieux des valeurs critiques de ces paramètres. La surveillance de la puissance produite par le réacteur nucléaire en utilisant un système d'instrumentation interne fixe comportant des cannes et des sondes de mesure constituées par des collectrons permet d'obtenir des résultats satisfaisants. Cependant, pour réduire les temps de traitement de manière à pouvoir surveiller le réacteur dans toutes ses phases de fonctionnement, on a proposé, par exemple dans les brevets français FR-2. 796.196 et FR-2.796.197, des procédés dans lesquels on n'utilise, pour la surveillance continue du réacteur nucléaire, qu'un nombre réduit de cannes de me- sure par rapport au nombre de canaux de mesure de l'instrumentation mobile tout en gardant une précision suffisante de détermination de la répartition du flux neutronique pour la surveillance du coeur à partir d'un code de calcul prenant en compte les mesures de l'instrumentation fixe. Les sondes de mesure de flux neutronique utilisées le plus souvent dans les cannes de mesure de l'instrumentation interne fixe sont des collectrons à base de rhodium. Sous l'effet du rayonnement neutronique à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire, les collectrons produisent un courant électrique d'intensité directement proportionnelle à la densité du flux neutronique. Ces collections ne nécessitent pas d'alimentation électrique exté- rieure. L'instrumentation interne fixe doit être étalonnée, soit en utilisant une autre instrumentation interne (par exemple l'instrumentation interne comportant les sondes mobiles), soit de manière absolue en déterminant à tout moment la sensibilité des collectrons. Cette dernière méthode d'étalonnage nécessite le calcul de l'intégrale du courant électrique débité par chacun des collectrons. La sensibilité d'un collectron évolue avec le temps. Sous l'effet du rayonnement neutronique, la quantité de rhodium contenue dans un émetteur de collectron diminue (à peu près 1 % par mois équivalent de fonctionnement du réacteur à pleine puissance). Il faut donc apporter des corrections au signal du collectron au cours du temps pour prendre en compte cet épuisement. Ces corrections sont dues à la fois au changement de la concentration en rhodium et à l'effet d'écran du produit de désintégration du rhodium activé, qui est le palladium. Le suivi de l'évolution de la sensibilité d'un collectron par le calcul de l'intégrale du courant électrique débité par ce collectron n'est réalisé qu'avec une certaine erreur qui est due, en particulier, à la sensibilité limitée de la chaîne de mesure. La chaîne de mesure ne peut pas détecter en particulier des bas niveaux de courant électrique correspondant à des densités de flux neutronique faibles. Du fait de la décroissance de concentration en rhodium en cours de fonctionnement du réacteur, les collectrons ont une durée de vie limitée (de l'ordre de 7 ans) et doivent par conséquent être remplacés. L'opération de remplacement nécessite l'extraction par le haut de la cuve du réacteur des cannes de mesure constituées par les collectrons et des doigts de gant contenant ces cannes. Les cannes sont stockées temporairement sur le site du réacteur nucléaire et doivent être ensuite retraitées. Les opérations d'extraction, de stockage et de retraitement des cannes de mesure engendrent des coûts supplémentaires dans le cadre de l'exploitation du réacteur nucléaire. Dans le cas où l'on utilise une instrumentation interne fixe pour la surveillance du coeur, il est donc nécessaire d'effectuer de nombreuses opéra- tions de contrôle et d'étalonnage des collectrons pour garantir une bonne précision des mesures et on doit faire face à des coûts supplémentaires de maintenance et de remplacement des collectrons. En outre, l'instrumentation interne utilisant des sondes mobiles doit être de toute façon mise en oeuvre périodiquement, ce qui entraîne également des coûts de maintenance de ce système d'instrumentation mobile. L'instrumentation interne à sondes mobiles qui permet de réaliser des mesures de flux neutronique avec une très bonne précision et qui présente une grande rapidité d'exécution et une grande souplesse n'a pas été utilisée jusqu'ici pour les opérations de surveillance en continu du coeur d'un réacteur nucléaire. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire constitué par une pluralité d'assemblages de combustible disposés de manière juxtaposée suivant une direction verticale du coeur du réacteur nucléaire qui comporte un système d'instrumentation interne à sondes mobiles, comportant une première pluralité de sondes de mesure de flux neutronique fixées chacune à l'extrémité d'un câble de déplacement et de transmission de mesure et des moyens d'introduction et de déplacement des sondes par l'intermédiaire des câbles auxquels elles sont fixées, dans une seconde pluralité de canaux de mesure s'étendant suivant toute la hauteur du coeur, chacune à l'intérieur d'un assemblage de combustible, dans la direction verticale, la surveillance du coeur étant réalisée par comparaison d'au moins un paramètre critique de fonctionnement du coeur obtenu par l'une au moins des méthodes suivantes: détermination à partir de grandeurs physiques mesurées dans le coeur, calcul par un modèle numérique du coeur, à au moins une valeur de seuil prédéterminée et émission d'une alarme dans le cas du dépassement d'un seuil par le para-mètre critique, ce procédé de surveillance présentant une bonne précision et une grande souplesse, quelles que soient les phases de fonctionnement du réacteur nucléaire, tout en limitant les coûts d'exploitation et de maintenance du réacteur nucléaire dus à la mise en oeuvre de la surveillance du coeur. Dans ce but, pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, dans le cas où l'on constate que le paramètre critique approche d'une valeur de seuil ou que sa valeur déterminée à partir des mesures physiques s'éloigne de sa valeur calculée à partir du modèle: - on introduit, dans au moins un canal de mesure, une sonde mobile, - on déplace la sonde mobile suivant la hauteur du canal de mesure, - on réalise une pluralité de mesures de flux neutronique en des points espacés suivant la hauteur du canal de mesure, on calcule le paramètre critique en tenant compte des mesures de flux neutronique, et - on compare le paramètre à la valeur de seuil. Selon des modalités plus particulières qui peuvent être prises seules ou en combinaison: - avant de réaliser une pluralité de mesures de flux neutronique à l'aide d'au moins une sonde de mesure mobile, on effectue un étalonnage de l'au moins une sonde de la première pluralité de sondes mobiles, en estimant les facteurs ks et (D;n(0) dans la relation (D;n = (b;n(0) + ksls, dans la-quelle Is est l'intensité du courant électrique d'ionisation circulant dans la sonde sous l'effet du flux neutronique D; n et c;n(0) est le seuil de détection de la sonde, par passage de la sonde dans un canal de mesure d'un as- semblage de calibrage, calcul du flux neutronique moyen cl);n dans l'assemblage de calibrage et mesure d'un courant de la sonde introduite dans l'assemblage de calibrage. - on réalise l'inter-calibrage des sondes mobiles de la première pluralité de sondes de mesure de flux neutronique par passage des sondes dans des assemblages de combustible neufs dont on connaît le taux d'enrichissement du combustible, pour déterminer des coefficients de sensibilité relative des sondes mobiles de la première pluralité de sondes. - dans le cas où l'on effectue le calcul de l'au moins un paramètre critique de fonctionnement du coeur à partir d'au moins un modèle numérique du coeur, on utilise, pour les calculs, un premier modèle numérique du coeur appelé modèle lent pendant les phases de fonctionnement du réacteur à l'état stationnaire et un second modèle numérique appelé modèle rapide, dans le cas où l'on prévoit un fonctionnement transitoire du coeur du réacteur nucléaire avec une variation rapide de la répartition du flux neutronique dans le coeur du réacteur, et on réalise une correction de paramètres du modèle numérique mis en oeuvre, à partir de mesures de flux neutronique dans le coeur du réacteur nucléaire obtenues par les sondes mobiles de mesure de flux neutronique. - on réalise l'acquisition des mesures de flux neutronique dans le coeur à l'aide des sondes mobiles au cours de campagnes de mesures qui sont initiées par l'une des procédures suivantes: de manière automatique, en fonction de l'écart constaté entre la mesure d'un déséquilibre axial de puissance dans le coeur déterminé à partir des grandeurs physiques mesurées dans le coeur et la va-leur du déséquilibre axial de puissance calculée par le modèle numérique, de manière automatique, lorsqu'au moins un paramètre criti- que de fonctionnement du coeur a une valeur proche d'une valeur de seuil, de manière manuelle par un opérateur ayant estimé un besoin de faire intervenir le système d'instrumentation interne à sondes mobiles. - le modèle numérique lent du coeur réacteur nucléaire comporte un nombre de noeuds au niveau desquels on calcule le flux neutronique à l'intérieur du coeur dans les canaux de mesure du coeur du réacteur nucléaire supérieur au nombre de noeuds du modèle numérique rapide au niveau desquels on calcule le flux neutronique dans le coeur du réacteur nucléaire à l'intérieur de canaux de mesure. - pour effectuer la surveillance du coeur sans utiliser de calculs fondés sur un modèle numérique du coeur, on calcule l'au moins un paramètre critique de fonctionnement du coeur du réacteur à partir des grandeurs physiques mesurées dans le coeur du réacteur nucléaire et on corrige les valeurs de l'au moins un paramètre critique de fonctionnement calculé à partir de mesures de flux neutronique réalisées dans le coeur par le système d'instrumentation interne à sondes mobiles. - on réalise la correction des valeurs du paramètre critique de fonctionnement du coeur du réacteur nucléaire par des passages successifs de sondes mobiles dans des canaux de mesure du coeur du réacteur nucléaire. - on détermine, au cours de chacun des passages successifs des sondes de la première pluralité de sondes mobiles dans des canaux de me-sure, les valeurs maximales du flux neutronique dans des canaux de mesure répartis dans la section transversale du coeur et la position dans la section transversale du coeur, du barycentre des valeurs maximales du flux utilisées comme coefficients de pondération, on détermine la position exacte du barycentre des valeurs maximales de flux par approximations successives à partir des positions de barycentres déterminées à l'issue des passages de sondes successifs et de mesures de flux neutronique à l'intérieur de canaux de mesure répartis dans le plan transversal du coeur, autour d'un canal de mesure proche d'un barycentre déterminé précédemment et on assimile la position d'un canal chaud de circulation du fluide de refroidissement à la po- sition exacte du barycentre. - on réalise la surveillance du coeur par des mesures de flux neutronique à l'aide du système d'instrumentation interne à sondes mobiles, à l'intérieur d'un canal de mesure le plus proche du canal chaud déterminé par passages successifs préalables des sondes mobiles dans des canaux de mesure du coeur du réacteur nucléaire. L'invention est également relative à un dispositif de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire constitué par une pluralité d'assemblages de combustible disposés de manière juxtaposée suivant une direction verticale du coeur du réacteur nucléaire qui comporte un système d'instrumentation interne à sondes mobiles, comportant une première pluralité de sondes de mesure de flux neutronique fixées chacune à une extrémité d'un câble de déplacement et de transmission de mesures et des moyens d'introduction et de déplacement des sondes par l'intermédiaire des câbles auxquels elles sont fixées, dans une seconde pluralité de canaux de mesure s'étendant suivant toute la hauteur du coeur, chacun à l'intérieur d'un assemblage de combustible dans la direction verticale, la surveillance du coeur du réacteur étant effectuée par comparaison d'au moins un paramètre critique de fonctionnement du coeur obtenu par l'une au moins des méthodes suivantes: détermination à partir de grandeurs physiques mesurées dans le coeur, cal- cul par un modèle numérique du coeur, à au moins une valeur de seuil pré- déterminée, caractérisé par le fait qu'il comporte: - un système d'instrumentation interne à sondes mobiles du réacteur nucléaire, - un outil de dépouillement de cartes de flux neutronique du coeur du réacteur nucléaire, et - des moyens de calcul de l'au moins un paramètre critique du coeur du réacteur nucléaire à partir de valeurs du flux neutronique mesurées dans le coeur du réacteur nucléaire par l'instrumentation interne à sondes mobiles et traitées par l'outil de dépouillement de cartes de flux neutronique. De préférence, les moyens de calculs utilisent au moins un modèle numérique de calcul de flux neutronique dans le coeur et au moins un algorithme de correction du modèle numérique relié à une unité de comparaison de valeurs de flux neutroniques dans le coeur du réacteur nucléaire calculées par le modèle numérique et de valeurs de flux neutronique mesurées par le système d'instrumentation interne à sondes mobiles. Pour bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemples, en se référant aux figures jointes en annexe, la mise en oeuvre du procédé de l'invention au cours de diverses phases de fonctionnement d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. La figure 1 est une vue schématique de l'ensemble du système d'instrumentation interne utilisé dans le cadre de l'invention. La figure 2 est un schéma fonctionnel montrant les différentes tâches 20 effectuées pendant la mise en oeuvre du procédé de l'invention, au cours de plusieurs phases de fonctionnement du réacteur nucléaire. Sur la figure 1, on a représenté de manière schématique le coeur 1 du réacteur nucléaire, sous la forme d'une coupe transversale du coeur comportant des assemblages de combustible 2 de forme parallélépipédique à base carrée. Dans certains des assemblages de combustible 2' répartis dans la section du coeur 1 qui ont été marqués par une croix sur la figure 1, le tube d'instrumentation disposé à la partie centrale de l'assemblage de combustible est utilisé comme canal de mesure pour le déplacement d'une sonde mobile suivant la hauteur du coeur. Chacun des tubes d'instrumentation des assemblages de combustible 2' appelés assemblages instrumentés est relié à un conduit d'instrumentation 3 du système d'instrumentation interne à son-des mobiles désigné de manière générale par le repère 4 (système RIC). Les conduits d'instrumentation 3 du système RIC dont la partie d'extrémité terminale verticale à l'intérieur du coeur est constituée par le tube d'instrumentation d'un assemblage de combustible traversent l'enceinte de confinement 5 du réacteur nucléaire et comportent une première extrémité pénétrant dans la cuve du réacteur nucléaire renfermant le coeur 1 (généralement par le fond inférieur de la cuve) et une seconde extrémité opposée pénétrant dans un local de mesure 6 disposé au voisinage du bâtiment du réacteur. Par exemple, dans le cas d'un coeur 1 d'un réacteur nucléaire d'une puissance de 1300 MWe comportant cent quatre-vingt treize assemblages de combustible, comme représenté sur la figure 1, le système d'instrumentation interne RIC peut comporter cinquante huit conduits d'instrumentation 3 communiquant chacun avec un tube d'instrumentation de l'un des cinquante huit assemblages instrumentés 2' répartis dans le coeur du réacteur 1. Cha- que conduit d'instrumentation 3 constituant une voie de mesure comporte une extrémité opposée à son extrémité pénétrant par le fond de la cuve introduite dans la salle d'instrumentation 6' (la salle d'instrumentation 6' est située à l'intérieur du bâtiment réacteur) de manière à pouvoir recevoir un doigt de gant qui peut être manoeuvré depuis la salle d'instrumentation 6' pour se déplacer à l'intérieur du conduit d'instrumentation, de manière que le doigt de gant dont l'extrémité introduite dans le conduit est fermée puisse être placé dans le tube d'instrumentation d'un assemblage de combustible instrumenté, sur toute la hauteur du coeur ou au contraire extrait du coeur (pour effectuer par exemple le rechargement du coeur du réacteur nu- cléaire). Dans la salle d'instrumentation 6', on dispose de sondes mobiles constituées chacune par une chambre de fission de petites dimensions fixée à l'extrémité d'un câble de déplacement qui peut être introduite et déplacée à l'intérieur d'un doigt de gant, en particulier pour effectuer des mesures de flux neutronique suivant toute la hauteur du coeur du réacteur nucléaire en fonctionnement par déplacement à l'intérieur de la partie du doigt de gant introduite dans le tube d'instrumentation vertical d'un assemblage de combustible instrumenté. Le câble auquel est fixée la sonde mobile est relié, à l'intérieur du local des ordinateurs 6, à un calculateur dédié 7 qui reçoit ainsi les signaux représentatifs des mesures de flux. Le calculateur 7 qui est appelé calculateur RIC assure un traitement des signaux de mesure de flux neutronique qui seront utilisés pour établir des cartes de flux représentatives de la distribution du flux neutronique dans le coeur du réacteur nucléaire. A l'intérieur de la salle d'instrumentation 6', est également disposé un ensemble 7' de moyens de déplacement des sondes de mesure dans les canaux d'instrumentation et de moyens de sélection des canaux, ces moyens 7' étant commandés par le calculateur RIC 7. Dans le cas d'un réacteur nucléaire d'une puissance de 1300 MWe on utilise généralement six sondes de mesure qui peuvent être introduites et déplacées à l'intérieur de conduits d'instrumentation (par exemple 58 conduits).. Dans le cas d'un réacteur nucléaire d'une puissance de 900 MWe, on utilise généralement cinq sondes de mesure mobiles qui peuvent être introduites dans l'un des quarante huit assemblages instrumentés comportant chacun un tube d'instrumentation constituant un canal de mesure à l'intérieur du coeur. Le calculateur RIC 7 est relié à deux ordinateurs de traitement 8 et 9 qui fonctionnent de manière redondante, l'un des ordinateurs étant en mode actif de fonctionnement et le second ordinateur en attente pour être prêt à reprendre les tâches effectuées par l'ordinateur en mode actif, dans le cas d'une défaillance de ce premier ordinateur. Les ordinateurs 8 et 9 sont reliés entre eux de manière à pouvoir se substituer l'un à l'autre à tout moment. Les ordinateurs 8 et 9 reçoivent simultanément, en temps réel, les informations provenant d'une unité 10 d'acquisition de données physiques relatives au coeur du réacteur nucléaire et du calculateur 7 assurant la transmission des mesures de flux neutronique, la sélection des canaux de mesure et la commande des déplacements des sondes de mesure dans le coeur du réacteur nucléaire. L'unité d'acquisition des données physiques 10 est reliée à des capteurs permettant en particulier de mesurer en continu les grandeurs physi- ques représentatives de l'état du coeur. En particulier, ces grandeurs physiques peuvent être les suivantes: - flux mesuré par les chambres excore cDex, - température du fluide de refroidissement à la sortie du coeur, - température du fluide de refroidissement à l'entrée dans le coeur, - position des grappes de commande de réactivité dans le coeur, puissance thermique du coeur Pth, - débit de fluide de refroidissement primaire, cette liste n'étant pas exhaustive. Chacun des ordinateurs redondants 8 et 9 est également relié à une station de travail respective 8', 9' qui reçoit les données relatives à la mesurede flux neutronique transmises et prétraitées par les ordinateurs 8 et 9. Chacune des stations de travail 8', 9' comporte un ordinateur dans lequel est installé un logiciel de dépouillement des cartes de flux neutronique représen- tatives des mesures effectuées dans le coeur et des moyens de calcul des paramètres critiques de fonctionnement du coeur du réacteur nucléaire à partir des valeurs du flux ainsi que des moyens de visualisation des résultats. Les logiciels des moyens de calcul sont mis en oeuvre simultanément dans les deux stations de travail 8' et 9'. L'ensemble constitué par le calculateur RIC 7 et l'armoire de contrôle et de commande des moyens 7' de déplacement et de sélection contenus dans la salle d'instrumentation 6' est réalisé de manière qu'on puisse effectuer des acquisitions de mesure en temps réel à grande vitesse pendant le déplacement de la sonde dans les canaux de mesure du coeur 1 du réacteur nucléaire, par exemple à une vitesse de l'ordre de 18 m/mn. On va maintenant décrire, en se référant à la figure 2, la mise en oeuvre du procédé de l'invention pour réaliser la surveillance du fonctionnement du coeur d'un réacteur nucléaire et pendant différentes phases du fonctionnement. On va tout d'abord indiquer ci-dessous la nature des éléments portés sur le schéma fonctionnel de la figure 2 qui représentent, sous les références numériques données, des moyens ou des étapes utilisés lors de la mise en oeuvre du procédé suivant l'invention: 11: code de calcul d'un modèle numérique du coeur du réacteur nucléaire utilisé pendant des phases d'évolution lente du réacteur dans un état pratiquement stationnaire. 11' : code de calcul d'un modèle numérique du coeur du réacteur nucléaire pendant des phases d'évolution rapide de la situation du coeur du réacteur nucléaire. 11" : outil de dépouillement des cartes de flux neutronique. 12: unité d'acquisition de données réelles relatives à des paramètres physiques du coeur. 13: détermination des écarts entre les valeurs mesurées et calculées des paramètres physiques du coeur et en particulier du flux neutronique excore. 14: détermination des écarts entre les valeurs mesurées et calculées du déséquilibre axial de puissance du coeur. 15: instrumentation interne mobile (RIC). 16: calcul de paramètres critiques et comparaison aux valeurs de seuil. 16' : calcul grossier des paramètres critiques à partir des données de tranches (paramètres physiques du coeur). 17: correction du modèle numérique lent en temps réel en fonction des écarts de flux excore. 18: correction du modèle numérique lent en fonction des mesures incore à l'aide de sondes mobiles. 18' : correction du modèle numérique rapide en fonction des mesures incore à sondes mobiles. 19: détermination des écarts entre les valeurs du flux incore calculées et mesurées par l'instrumentation interne à sondes mobiles. 20: commande manuelle de l'instrumentation interne mobile. 21: comparaison des paramètres critiques à leurs valeurs de seuil. Les cinq paramètres caractéristiques de la distribution de puissance dans le coeur qui sont à surveiller en permanence et le plus précisément possible sont les suivants (sans ordre d'importance): 1. Le déséquilibre axial de puissance (AO - Axial Offset). AO = PH PB PH + PB PH et PB étant les puissances respectivement produites par les parties hautes et basses du coeur. 2. Le facteur de point chaud Fo Pour l'ensemble du coeur, c'est le rapport de puissance linéique maxi-male produite à la puissance linéique moyenne. 3. Le facteur d'élévation d'enthalpie FoH Pour l'ensemble du coeur, c'est le rapport de l'augmentation maximale d'enthalpie du réfrigérant dans un canal (espace situé entre les crayons de combustible) à l'augmentation moyenne d'enthalpie par canal. 4. Le rapport de crise d'ébullition (DNBR Departure from Nucleate Boiling Ratio). DNBR = Flux Thermique Critique Flux Thermique Local 5. La puissance linéique maximale. On va maintenant décrire le procédé de surveillance suivant l'invention en se référant aux figures 1 et 2. La surveillance du coeur est fondée sur l'utilisation dans un ordinateur tel que 8 et 9 du premier ou du second modèle numérique 11 ou 11' (suivant les phases de fonctionnement du réacteur nucléaire) et dans une station de travail telle que 8' et 9' de l'outil de dépouillement des cartes de flux associées Il". Les deux modèles numériques 11 et 11' sont représentatifs de l'évolution dynamique du coeur, en ce qui concerne le flux neutronique, l'effet de puissance et l'effet xénon et de l'épuisement du combustible du réacteur nu- cléaire. L'exécution rapide et précise des algorithmes de calcul des modèles numériques nécessite la détermination rapide et précise des densités de flux neutroniques à l'intérieur du coeur. Pour fournir, de manière rapide et précise, les valeurs des densités de flux neutroniques, à l'aide des sondes de mesure internes mobiles, ces sondes doivent être calibrées. Comme indiqué plus haut, le nombre de sondes Ns équipant les systèmes d'instrumentation internes mobiles 4 du réacteur nucléaire est généralement Ns = 6 pour les réacteurs nucléaires d'une puissance de 1300 MWe et Ns = 5 pour les réacteurs nucléaires d'une puissance de 900 MWe. Le calibrage des Ns sondes de mesure internes du flux neutronique est réalisé en début de cycle (après chargement du combustible), aux paliers 8 % et 80 % de la puissance nominale du réacteur, lors du redémarrage du réacteur après rechargement. Le calibrage des sondes consiste à estimer, pour chacune des son- des, les facteurs ks et ctin(0) dans la relation clin = tin(0) + ksls dans laquelle Is est l'intensité du courant électrique d'ionisation circulant dans la sonde sous l'effet du flux neutronique fin et Oin(0) est le seuil de détection de la sonde. Lors de chacun des deux paliers 8 % et 80 %, l'opération de calibrage consiste, dans une première phase, à réaliser quatre passages d'acquisition de mesure de flux neutronique pour chacune des sondes. Les deux premiers passages des sondes sont des passages d'intercalibrage pour les-quels les mesures se font dans des canaux de mesure d'assemblages de combustible neufs dont l'enrichissement est connu de manière précise. Ces assemblages de combustibles neufs de calibrage ne contiennent pas de grappe de réglage de puissance. Les deux premiers passages d'intercalibrage permettent de déterminer les sensibilités relatives des sondes. On choisit l'une des Ns sondes comme sonde de référence et on calcule pour les Ns - 1 sondes restantes, les coefficients de sensibilité relative, à partir des courants mesurés. On réalise alors une estimation de la puissance thermique Pth du coeur du réacteur nucléaire produite par chacun des assemblages de calibrage, à partir des données réelles relatives aux paramètres physiques du coeur du réacteur nucléaire comportant les températures du fluide de refroidissement à la sortie des assemblages de combustible et les données relatives à la carte de flux complétée par les connaissances venant de la gestion du combustible. A partir des caractéristiques neutroniques du combustible neuf (section efficace de fission et masse de matière fissible en particulier) et de la puissance thermique Pth produite par un assemblage de calibrage et d'autre part des propriétés neutroniques du modérateur (section efficace d'absorption, concentration en bore et température), on calcule le flux neutronique moyen cl);n au sein du combustible de l'assemblage de calibrage. On associe à ce flux moyen estimé la moyenne du courant de sonde ls corrigée par le coefficient de sensibilité relative de la sonde. On obtient ainsi Ns x 4 couples de valeurs moyennes "(Din,ls" pour les Ns assemblages de calibrage. On détermine Ns paires de coefficients [ks,ct;n(0)]. Pour les Ns - 1 sondes autres que la sonde de référence, on corrige les coefficients ks et cl);n(0) suivant les coefficients de sensibilité relative des sondes. Le calibrage des sondes mobiles d'instrumentation interne étant effectué, on peut réaliser la surveillance du réacteur nucléaire. Lorsque le réacteur nucléaire est dans un état stationnaire, on dis-pose de suffisamment de temps de calcul pour traiter un grand nombre d'équations. On utilise alors le premier modèle numérique 11 dit modèle numérique lent qui est caractérisé par un grand nombre de noeuds représentatifs de positions dans les canaux de mesure du coeur du réacteur. On peut par exemple, dans le cas d'un réacteur d'une puissance de 1300 MWe, utiliser huit noeuds de mesure dans chacun des cinquante huit canaux de me-sure des cinquante huit conduits d'instrumentation internes. Le nombre de huit noeuds de calcul par voie est choisi par analogie avec un système à ins- trumentation interne fixe dans lequel on utilise huit sondes collectrons dans chacun des canaux de mesure constitué par un tube d'instrumentation. Le pas d'intégration associé au modèle numérique lent 11 est fixé à une valeur maximale compatible avec la stabilité des algorithmes d'intégration numérique. Les paramètres du modèle numérique lent 11 caractéristique de l'épuisement du combustible doivent être corrigés en permanence au cours du cycle du combustible. Ces corrections sont réalisées de diverses manières à partir de l'observation de l'évolution des données réelles de tranches (grandeurs physiques telles qu'énumérées ci-dessus dont l'unité 12 réalise l'acquisition) ainsi que des écarts constatés (étape 13) entre les données réelles et les valeurs calculées de ces données. Le modèle dynamique lent 11 peut être corrigé (étape 17) en temps réel en fonction de l'évolution des écarts constatés (étape 13) entre les mesures tex de flux neutronique excore et les valeurs calculées (D'ex du flux excore et par corrélation avec l'évolution de la concentration en bore du fluide de refroidissement du réacteur, l'évolution de la position des grappes de réglage de la réactivité du coeur et l'évolution de la puissance thermique du réacteur Pth. Le modèle dynamique lent 11 peut être également corrigé en fonction des écarts constatés (étape 19) entre les mesures de flux neutronique in- core (D;n aux noeuds du réseau et les valeurs calculées de ce même flux incore et par corrélation avec l'évolution de la concentration en bore, l'évolution de la position des grappes de puissance et l'évolution de la puissance thermique du réacteur. Les corrections apportées aux paramètres caractéristiques de l'épuisement du combustible sont accumulées au cours d'un cycle. Cette accumulation d'informations est utilisée pour améliorer, au cours du cycle du combustible, la modélisation du phénomène d'épuisement dans le modèle numérique lent 11. On effectue un calcul de la distribution de la température du modéra- Leur dans le coeur, en trois dimensions, d'une part, en fonction des données réelles relatives aux paramètres physiques du coeur, grâce à l'unité d'acquisition 12 et, d'autre part, en fonction de la distribution de puissance dans le coeur déterminée à partir des densités de flux neutronique locales calculées ( gin). Pendant le fonctionnement du réacteur dans un état stationnaire, le démarrage des campagnes d'acquisition des mesures de flux neutronique incore ED;n, à l'aide de l'instrumentation interne mobile 15 peut être initié de trois manières différentes. 1 - de manière automatique, en fonction de l'écart constaté à l'étape 14, entre la mesure du déséquilibre axial de puissance déterminé à partir des données réelles des grandeurs physiques du coeur et la valeur du déséquilibre axial de puissance calculé par le modèle numérique. 2 - de manière automatique, lorsqu'au moins un paramètre critique de fonctionnement du coeur a une valeur proche d'une valeur de seuil, le para-mètre critique pouvant être, par exemple, le rapport de crise d'ébullition DNBR, la puissance linéique P1;n ou le facteur d'élévation d'enthalpie FaH. La fréquence des campagnes de mesures de flux neutronique par l'instrumentation incore mobile et le nombre de passages des sondes dans les canaux de mesure par campagne de mesures sont fonction de l'écart des paramètres critiques par rapport aux valeurs de seuil. Plus l'écart diminue, plus la fréquence est élevée et plus grand est le nombre de passages. 3 - de manière manuelle (étape 20) par l'opérateur ayant estimé un besoin de faire intervenir l'instrumentation incore mobile. On réalise la correction des paramètres du modèle numérique lent 11 à l'étape 18, en fonction des écarts constatés à l'étape 19 entre les mesures de flux neutronique c;n obtenues par l'instrumentation mobile et les valeurs du flux neutronique ct'in calculées par le modèle numérique. La correction est réalisée aussitôt après chacun des passages d'acquisition des mesures de flux neutronique incore, sans attendre la fin de la campagne de mesures. On dispose de suffisamment de temps de calcul entre deux passages de sonde, pour pouvoir effectuer des corrections pendant cette période. On peut interrompre et terminer la campagne de mesures incore, soit automatiquement si l'écart constaté entre le déséquilibre axial de puissance mesuré et le déséquilibre axial calculé est en dessous d'un certain seuil, soit manuellement si l'opérateur juge que le modèle numérique est suffisamment corrigé (par exemple en fonction de critères prédéfinis). Le second modèle numérique 11' ou modèle numérique rapide est utilisé lorsqu'on anticipe un fonctionnement transitoire du coeur du réacteur nucléaire, par exemple à la suite d'une variation de position d'une grappe de commande, d'une variation de la température de branche froide, d'une varia- tion du débit primaire ou encore d'une variation de la puissance dans le circuit secondaire. Le modèle numérique rapide utilise un réseau nodal comportant un nombre de noeuds sensiblement inférieur à celui du réseau nodal du modèle lent. On peut par exemple utiliser, dans le cas d'un réacteur nucléaire d'une puissance de 1300 MWe, dix huit x huit noeuds, chacune des voies ou canaux de mesure comportant huit noeuds et chacune des six sondes mobiles du système de mesure incore mobile étant introduite successivement dans trois conduits d'instrumentation. Dans le cas d'un réacteur nucléaire d'une puissance de 900 MWe, le nombre de noeuds peut être égal à 15 x 8 (3 x 5 voies) avec 8 noeuds par voie. Les voies d'instrumentation à inclure dans ce réseau nodal réduit sont impérativement toutes les voies qui se trouvent dans les assemblages cornbustible qui contiennent chacun une grappe de commande de réactivité (ou grappe de puissance G1 ou G2 ou NI ou N2). Les voies d'instrumentation qu'il reste à sélectionner seront dans la mesure du possible adjacentes aux grappes de puissance restantes. Le modèle numérique rapide est représentatif d'un comportement dy- namique du réacteur dû à l'effet de puissance et à l'effet Xénon. Le pas d'intégration associé au modèle rapide 11' est fixé à une va-leur minimale dépendant des constantes de temps caractéristiques des transitoires envisagés et compatibles avec la capacité de traitement numérique du calculateur. Par exemple, on peut estimer qu'une limite supérieure du pas d'intégration numérique du modèle rapide peut être fixée à 30 secondes. Lorsqu'on prévoit un transitoire qui peut être engendré par exemple par une variation de position de grappe ou une variation de la température de branche froide du circuit primaire du réacteur ou une variation de débit primaire ou encore une variation de puissance dans le circuit secondaire ou une variation de la pression du circuit primaire, on utilise le modèle numérique rapide (11'). Les conditions initiales des variables d'état du modèle numérique rapide sont les valeurs que présentaient ces variables dans le modèle numérique lent 11, au moment du changement de modèle déterminé par le changement de fonctionnement du coeur du réacteur nucléaire. On calcule en temps réel la distribution de la température du modérateur dans le coeur du réacteur nucléaire, en trois dimensions, en fonction des données réelles mesurées dans le coeur du réacteur nucléaire (température et puissance thermique) et en fonction de la distribution de puissance dans le coeur déterminée à partir des densités de flux neutronique locales calculées c'in. Selon l'invention, afin de suivre plus précisément l'évolution du flux neutronique au cours d'un transitoire et de pouvoir éventuellement corriger les paramètres caractéristiques de l'effet Xénon du modèle numérique rapide 11', on enclenche le système d'instrumentation interne mobile 15 pour effectuer trois passages d'acquisition des mesures internes du flux neutroni- que cD;n. Le démarrage d'une campagne de mesures de flux neutronique à l'aide de l'instrumentation interne mobile peut être initié de trois manières différentes. 1 - de manière automatique, en fonction de l'écart constaté à l'étape 14 entre la mesure du déséquilibre axial de puissance et la valeur calculée du déséquilibre axial de puissance. 2 - de manière automatique, en fonction de l'approche d'un seuil critique par l'un au moins des paramètres de fonctionnement du coeur, cette approche étant décelée à l'étape 16 et le paramètre critique pouvant être par exemple DNBR, Piin, FI H. 3 - de manière manuelle à l'étape 20 par l'opérateur. Une campagne d'acquisition de mesures de flux neutronique par l'instrumentation interne mobile comporte trois passages d'acquisition des mesu- res dans 3xNs canaux de mesure du coeur. La correction des paramètres du modèle numérique rapide 11', effectuée à l'étape 18', en fonction des écarts constatés à l'étape 19 entre les mesures de flux neutronique fin et les valeurs calculées de ce flux neutroni- que cl)';n par le modèle rapide 11' est réalisée immédiatement après chacun des passages d'acquisition des mesures de flux neutronique, sans attendre la fin de la campagne de mesures. On dispose de suffisamment de temps de calcul entre deux passages de sondes mobiles pour pouvoir effectuer des corrections pendant cette période. A l'issue d'un passage, si la courbe axiale de flux neutronique mesuré diffère significativement de la courbe de flux calculé (en fonction de marges et critères à définir), l'opérateur en est informé, à l'étape 21. Si l'alarme est enclenchée après chacun des trois passages des sondes, cela signifie que le modèle numérique dérive par rapport à la situation réelle. Dans ces conditions, l'opérateur doit ignorer les données de sortie du modèle numérique rapide 11' et surveiller le coeur à l'aide des mesures de flux neutronique (D;n et des données de tranches fournies par l'unité d'acquisition 12, comme il sera expliqué plus loin. Lorsque le coeur du réacteur nucléaire est revenu dans un état stationnaire de fonctionnement, l'opérateur peut décider de revenir à un mode de surveillance fondé sur le modèle numérique lent 11. Les conditions initia-les des variables d'état du modèle numérique lent 11 sont déterminées à partir des valeurs des variables d'état du modèle numérique rapide prises au moment du changement de modèle. Dans le cas du fonctionnement de la tranche en suivi de charge, la puissance du réacteur peut varier à un taux de 5%Imn et du fait du mouvement des grappes de puissance, le point chaud du coeur se déplace radialement à une vitesse en rapport avec la vitesse de déplacement des grap- pes. Dans ces conditions de fonctionnement du coeur, le processus de correction des paramètres du modèle numérique rapide à l'aide de l'instrumentation interne mobile doit être le plus efficace possible. Le déroulement de la campagne d'acquisition des mesures internes du flux neutronique se fera en synchronisme avec le mouvement des grappes de puissance. La séquence d'insertion des sondes dans le coeur se fera en fonction de la séquence des mouvements des grappes. Par exemple lors d'une baisse de charge, les grappes de puissance s'insèrent dans le coeur suivant la séquence G1=>G2=>N1=>N2 avec des zones de recouvrement. L'acquisition des mesures internes du flux neutronique se fera aussi bien à la montée des sondes dans le coeur qu'à la descente et le déplace-ment dans le coeur des sondes mobiles se fera à petite vitesse (3m/mn). Au préalable les sondes mobiles seront amenées dans le puits de cuve du réacteur juste en dessous de la cuve afin de gagner le temps d'insertion des sondes dans les voies d'instrumentation jusqu'au fond de cuve. Seules les sondes qui doivent scruter les voies d'instrumentation associées aux grappes G1 sont d'abord insérées dans le coeur en synchronisme avec le mouvement des grappes G1. Ensuite, lorsque les grappes G2 sont mises en mouvement, on insère les sondes dans les voies d'instrumentation associées aux grappes G2. Lorsque les sondes qui ont été utilisées pour scruter les voies d'instrumentation associées aux grappes Cl ne sont plus nécessaires pour suivre l'effet des grappes G1, ces sondes sont affectées à des voies d'instrumentation associées aux grappes G2. Lorsque les grappes N1 sont mises en mouvement on insére les son-des dans les voies d'instrumentation associées aux grappes N1. Lorsque les sondes qui ont été utilisées pour scruter les voies d'instrumentation associées aux grappes G2 ne sont plus nécessaires pour suivre l'effet des grappes G2, ces sondes sont affectées à des voies d'instrumentation associées aux grappes NI; et ainsi de suite pour les grappes N2. De cette façon on s'assure que la réponse du modèle numérique rapide est bien synchrone avec le mouvement des grappes de puissance et on valide cette réponse de manière quasi-continue durant toute la durée de la variation de puissance. Le procédé de l'invention permet également de surveiller le coeur du réacteur nucléaire sans utiliser de calculs fondés sur un modèle numérique du coeur tel que les modèles 11 et 11'. On peut utiliser en effet le système d'instrumentation interne mobile 15 et l'unité de dépouillement des cartes de flux 11" pour surveiller de manière presque continue les marges d'exploitation et de sûreté du réacteur nucléaire avec précision. Les paramètres critiques de fonctionnement du réacteur sont calculés de manière grossière en temps réel, à l'étape 16', en fonction des données réelles des paramètres physiques du coeur fournies par l'unité d'acquisition 12 et ces paramètres critiques sont réévalués plus finement à partir des me-sures internes de flux neutroniques (étape 16). Lorsque l'opérateur constate, à l'étape 21, qu'au moins l'un des paramètres critiques de fonctionnement du coeur calculés de manière grossière à l'étape 16' sort de sa plage normale d'exploitation, il démarre en 20 une campagne de trois passages d'acquisition de mesures de flux neutronique par l'instrumentation interne mobile. Cette campagne de mesures, au cours de trois passages d'acquisition, permet de déterminer le canal le plus chaud dans le coeur du réacteur nucléaire. La recherche débute par l'exécution d'un premier passage d'acquisition à grande vitesse des mesures de flux neutronique à l'aide de l'instrumentation interne mobile 15. Les NS voies d'instrumentation à scruter lors de ce passage par les NS sondes de mesures mobiles sont choisies de manière à obtenir des mesures représentatives de la distribution radiale de puissance. La sélection se fait en fonction de la distribution radiale des mesures de température incore et de la distribution radiale de l'épuisement du combustible. Des Ns courbes de mesures axiales obtenues, lors du premier pas- sage d'acquisition, on extrait les valeurs maximales. Ces valeurs maximales sont utilisées comme coefficients de pondération pour la détermination dans le plan XY du coeur (plan transversal) d'un premier barycentre des mesures maximales. On cherche la voie d'instrumentation la plus proche de ce premier barycentre. On associe à cette voie Ns - 1 autres voies représentatives de la distribution radiale de puissance. La sélection se fait en fonction de la distribution radiale des mesures de température incore et de la distribution radiale de l'épuisement du combustible. On exécute un second passage d'acquisition à grande vitesse dans les Ns voies sélectionnées. Des Ns courbes de mesure axiales obtenues lors de ce second pas-sage d'acquisition, on extrait les valeurs maximales du flux. Les valeurs maximales déterminées à l'issue du premier passage sont corrigées en fonction de la variation de puissance survenue entre les deux passages de sonde. Les 2 x NS valeurs maximales ainsi obtenues sont utilisées comme coefficients de pondération pour la détermination, dans le plan transversal XY du coeur, d'un second barycentre des mesures maximales. Si la voie d'instrumentation la plus proche de ce second barycentre est la même que celle déterminée précédemment, on sélectionne une autre voie également proche. Si la voie d'instrumentation la plus proche de ce second barycentre diffère de celle déterminée précédemment, on sélectionne cette voie d'instrumentation. On associe à cette voie Ns - 1 autres voies représentatives de la distribution radiale de puissance. La sélection se fait en fonction de la distribution radiale des mesures de température incore et de la distribution radiale de l'épuisement du combustible. On exécute un troisième passage d'acquisition à grande vitesse dans les Ns voies ainsi sélection-nées. Des Ns courbes de mesure axiales obtenues lors de ce troisième passage d'acquisition, on extrait les valeurs maximales. Les valeurs maxi- males déterminées à l'issue du premier passage sont corrigées en fonction de la variation de puissance survenue entre le premier et le troisième pas-sages. Les valeurs maximales déterminées à l'issue du second passage sont corrigées en fonction de la variation de puissance survenue entre le second et le troisième passages. Les 3 x Ns valeurs maximales ainsi obtenues, au cours des trois passages, sont utilisées comme coefficients de pondération pour la détermination, dans le plan transversal XY du coeur, d'un troisième barycentre des mesures maximales. Les coordonnées de ce troisième barycentre sont considérées comme les coordonnées du canal le plus chaud dans le coeur. La courbe axiale de flux neutronique du canal le plus chaud ainsi dé-fini est déterminée par extrapolation à partir de la courbe axiale de flux neutronique mesuré dans la voie d'instrumentation la plus proche. Les 3 x Ns courbes axiales des mesures internes de flux neutronique sont associées aux données physiques de tranches pour calculer plus précisément les paramètres critiques de fonctionnement du coeur à l'étape 16'. Des écarts constatés entre les valeurs affinées des paramètres criti- ques de fonctionnement et les valeurs grossières calculées à partir des don-nées réelles des paramètres physiques du coeur, on détermine des facteurs de correction qui seront appliqués aux valeurs grossières déterminées pendant toute la période qui sépare deux campagnes successives de réactualisation des valeurs affinées. Dans le cas d'une oscillation Xénon qui dure environ quarante huit heures, la période de réactualisation est de l'ordre de huit heures. On peut ainsi effectuer une surveillance des marges des paramètres critiques par rapport aux valeurs de seuil sans utiliser de modèle numérique du coeur. Il est possible d'effectuer la surveillance, en cas de besoin, après les trois passages de sonde qui ont été décrits, en effectuant des mesures par passage d'une sonde mobile à l'intérieur du canal de mesure le plus proche du canal le plus chaud, afin de surveiller de manière quasi continue le maximum de puissance linéaire Pite, l'élévation d'enthalpie locale Fm, le dé- séquilibre axial de puissance AO et l'approche de la limite LOCA (Loss of Coolant Accident ou perte d'eau de refroidissement). Le procédé suivant l'invention permet donc, dans toutes les phases d'utilisation d'un réacteur nucléaire, de surveiller le fonctionnement du coeur par comparaison de paramètres critiques avec des valeurs de seuil, les pa- ramètres critiques étant déterminés, lorsqu'il est nécessaire, en faisant inter- venir le système d'instrumentation interne mobile du réacteur nucléaire. Ce procédé permet en particulier de réaliser des gains substantiels sur les marges par rapport aux seuils critiques et donc d'améliorer les conditions d'exploitation du réacteur nucléaire. Le procédé de l'invention peut être mis en oeuvre, soit de manière complémentaire à un procédé mettant en oeuvre une instrumentation interne fixe, soit indépendamment de toute instrumentation interne fixe. Dans le cas où l'on utilise de manière complémentaire les deux types d'instrumentation mobile et fixe, ces instrumentations sont redondantes et il n'est pas nécessaire de prévoir une redondance propre à l'instrumentation fixe, comme dans le cas des systèmes connus antérieurement utilisant une instrumentation fixe. Le procédé et le dispositif suivant l'invention peuvent être mis en oeuvre dans certains cas et dans certaines phases d'exploitation du réacteur nucléaire, indépendamment de l'utilisation d'un modèle numérique simulant la dynamique du coeur tel que les modèles numériques 11 et 11' décrits plus haut. L'exploitant dispose alors de l'instrumentation interne mobile 15 et de l'outil de dépouillement des cartes de flux Il" pour suivre avec précision et de manière pratiquement continue l'évolution des paramètres critiques de fonctionnement du réacteur. Comme expliqué plus haut, il suffit, dans certains cas, de mesurer le flux neutronique dans un seul canal d'instrumentation qui est le plus proche du canal le plus chaud, pour pouvoir surveiller l'approche d'un seuil critique par l'un des paramètres de fonctionnement du coeur. Le procédé suivant l'invention peut être mis en oeuvre de telle manière qu'il ne sollicite pas plus les sondes mobiles de l'instrumentation interne mobile que dans le cas de leur utilisation périodique pour établir des cartes de flux précises selon l'art antérieur, dans la mesure où il est possible, en fonction de la qualité et de la fiabilité des modèles numériques du coeur utilisés, de limiter le nombre de noeuds et donc le nombre de mesures à effectuer, c'est-à-dire le temps de séjour des sondes et des câbles à l'inté- rieur du coeur du réacteur nucléaire. L'utilisation de l'instrumentation interne mobile suivant le procédé de l'invention est plus économique que l'utilisation d'une instrumentation fixe, du fait en particulier de plus faibles coûts d'exploitation et de maintenance de l'instrumentation interne mobile. L'instrumentation interne mobile peut traiter jusqu'à six cents points de mesure répartis dans la direction axiale dans chacun des canaux de mesure. Lorsqu'on utilise l'ensemble des voies de mesure (par exemple cinquante huit voies de mesure pour un réacteur nucléaire d'une puissance de 1300 MWe) il est possible de traiter jusqu'à 600 x 58 points, ce qui fournit une représentation beaucoup plus précise qu'un système à base d'une instrumentation fixe qui doit être limité à un nombre très inférieur de points de mesure (par exemple 16 x 8 points de mesure dans le cas d'un réacteur 1300 MWe). En outre, le procédé suivant l'invention permet de réaliser une surveillance du coeur jusqu'à un très bas niveau de la puissance dans le coeur (par exemple 8 % de la puissance nominale) et de suivre des transitoires tels que: oscillation Xénon, suivi de charge ou redémarrage après arrêt à chaud du réacteur. Le temps de calcul des corrections est toujours largement inférieur aux constantes de temps qui caractérisent les transitoires normaux rencontrés dans un coeur de réacteur nucléaire. Du fait du calibrage préalable des sondes, les algorithmes de correction (18 et 18') des modèles numériques 11 et 11' peuvent être utilisés immédiatement après l'acquisition des valeurs de flux par les sondes, sans temps de retard. Les mesures internes du flux neutronique (D;n sont directe-ment traitées, à l'étape 19, à la fin d'un passage d'acquisition des mesures (dont la durée est de l'ordre de 15 secondes) et les données sont instantanément utilisées pour corriger les paramètres des modèles numériques 11 et 11'. L'invention s'applique dans le cas de tout réacteur nucléaire comportant un coeur dans lequel on peut introduire des sondes de mesure mobiles de flux à l'intérieur de canaux de mesure s'étendant suivant la hauteur du coeur. REVENDICATIONS 1.- Procédé de surveillance du coeur (1) d'un réacteur nucléaire constitué par une pluralité d'assemblages de combustible (2) disposés de manière juxtaposée suivant une direction verticale du coeur (1) du réacteur nucléaire qui comporte un système d'instrumentation interne à sondes mobiles (4, 15), comportant une première pluralité de sondes de mesure de flux neutronique fixées chacune à une extrémité d'un câble de déplacement et de transmission de mesures et des moyens d'introduction et de déplacement (7') des sondes par l'intermédiaire des câbles auxquels elles sont fixées, dans une seconde pluralité de canaux de mesure (3) s'étendant suivant toute la hauteur du coeur (1), chacun à l'intérieur d'un assemblage de combustible (2') dans la direction verticale, la surveillance du coeur (1) du réacteur étant effectuée par comparaison d'au moins un paramètre critique de fonctionnement du coeur obtenu par l'une au moins des méthodes suivan- tes: détermination à partir de grandeurs physiques mesurées dans le coeur (1), calcul par un modèle numérique du coeur (11, 11'), à au moins une va- leur de seuil prédéterminée, caractérisé par le fait que, pendant le fonctionnement du réacteur, dans le cas où l'on constate que le paramètre critique approche d'une valeur de seuil ou que sa valeur déterminée à partir de grandeurs physiques mesurées s'éloigne de sa valeur calculée à partir du modèle (11, 11') : - on introduit, dans au moins un canal de mesure (3), au moins une sonde mobile de la première pluralité de sondes de mesure de flux, - on déplace la sonde mobile suivant la hauteur du canal de mesure (3), - on réalise une pluralité de mesures de flux neutronique en des points espacés suivant la hauteur du canal de mesure, on calcule le paramètre critique en tenant compte des mesures de flux neutronique, et - on compare le paramètre à la valeur de seuil. 2.- Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait qu'avant de réaliser une pluralité de mesures de flux neutronique à l'aide d'au moins une sonde de mesure mobile, on effectue un étalonnage de l'au moins une sonde de la première pluralité de sondes mobiles, en estimant les facteurs ks et O;n(0) dans la relation cDin = (D;n(0) + ksls, dans laquelle Is est l'intensité du courant électrique d'ionisation circulant dans la sonde sous l'effet du flux neutronique (D;n et (Din(0) est le seuil de détection de la sonde, par passage de la sonde dans un canal de mesure d'un assemblage de calibrage, calcul du flux neutronique moyen O;n dans l'assemblage de calibrage et mesure d'un courant de la sonde introduite dans l'assemblage de calibrage. 3.- Procédé suivant la revendication 2, caractérisé par le fait qu'on réalise l'inter-calibrage des sondes mobiles de la première pluralité de son- des de mesure de flux neutronique par passage des sondes dans des assemblages de combustible neufs dont on connaît le taux d'enrichissement du combustible, pour déterminer des coefficients de sensibilité relative des sondes mobiles de la première pluralité de sondes. 4.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans le cas où l'on effectue le calcul de l'au moins un paramètre critique de fonctionnement du coeur à partir d'au moins un modèle numérique du coeur (11, 11'), caractérisé par le fait qu'on utilise, pour les calculs, un premier modèle numérique du coeur (11) appelé modèle lent pendant les phases de fonctionnement du réacteur à l'état stationnaire et un second modèle numérique appelé modèle rapide (11'), dans le cas où l'on prévoit un fonctionnement transitoire du coeur du réacteur nucléaire avec une variation rapide de la ré-partition du flux neutronique dans le coeur (1) du réacteur, et qu'on réalise une correction de paramètres du modèle numérique (11, 11') mis en oeuvre, à partir de mesures de flux neutronique dans le coeur (1) du réacteur nucléaire obtenues par les sondes mobiles de mesure de flux neutronique. 5.- Procédé suivant la revendication 4, caractérisé par le fait qu'on réalise l'acquisition des mesures de flux neutronique dans le coeur à l'aide des sondes mobiles au cours de campagnes de mesures qui sont initiées par l'une des procédures suivantes: - de manière automatique, en fonction de l'écart constaté entre la me- sure d'un déséquilibre axial de puissance dans le coeur déterminé à partir des grandeurs physiques mesurées dans le coeur et la valeur du déséquilibre axial de puissance calculée par le modèle numérique (11, 11') , - de manière automatique, lorsqu'au moins un paramètre critique de fonctionnement du coeur a une valeur proche d'une valeur de seuil, - de manière manuelle par un opérateur ayant estimé un besoin de faire intervenir le système d'instrumentation interne à sondes mobiles (4, 15). 6.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 4 et 5, caractérisé par le fait que le modèle numérique lent (11) du coeur (1) du réac- teur nucléaire comporte un nombre de noeuds au niveau desquels on cal- cule le flux neutronique à l'intérieur du coeur dans les canaux de mesure (3) du coeur (1) du réacteur nucléaire supérieur au nombre de noeuds du modèle numérique rapide (11') au niveau desquels on calcule le flux neutronique dans le coeur du réacteur nucléaire à l'intérieur de canaux de mesure (3). 7.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel on effectue la surveillance du coeur sans utiliser de calculs fondés sur un modèle numérique du coeur (11, 11'), caractérisé par le fait qu'on calcule l'au moins un paramètre critique de fonctionnement du coeur du réacteur à partir des grandeurs physiques mesurées dans le coeur (1) du réacteur nucléaire et qu'on corrige les valeurs de l'au moins un paramètre critique de fonctionnement calculé à partir de mesures de flux neutronique réalisées dans le coeur par le système d'instrumentation interne à sondes mobiles (4, 15). 8.- Procédé suivant la revendication 7, caractérisé par le fait qu'on réalise la correction des valeurs du paramètre critique de fonctionnement du coeur (1) du réacteur nucléaire par des passages successifs de sondes mobiles dans des canaux de mesure (3) du coeur du réacteur nucléaire. 9.- Procédé suivant la revendication 8, caractérisé par le fait qu'on détermine, au cours de chacun des passages successifs des sondes de la première pluralité de sondes mobiles dans des canaux de mesure (3), les valeurs maximales du flux neutronique dans des canaux de mesure (3) répartis dans la section transversale du coeur et la position dans la section transversale du coeur, du barycentre des valeurs maximales du flux utilisées comme coefficients de pondération, qu'on détermine la position exacte du barycentre des valeurs maximales de flux par approximations successives à partir des positions de barycentres déterminées à l'issue des passages de sondes successifs et de mesures de flux neutronique à l'intérieur de canaux de mesure (3) répartis dans le plan transversal du coeur, autour d'un canal de mesure proche d'un barycentre déterminé précédemment et qu'on assimile la position d'un canal chaud de circulation du fluide de refroidissement à la position exacte du barycentre. 10.- Procédé suivant la revendication 9, caractérisé par le fait qu'on réalise la surveillance du coeur par des mesures de flux neutronique à l'aide du système d'instrumentation interne à sondes mobiles (4, 15), à l'intérieur d'un canal de mesure (3) le plus proche du canal chaud déterminé par pas-sages successifs préalables des sondes mobiles dans des canaux de me- sure (3) du coeur (1) du réacteur nucléaire. 11.- Dispositif de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire constitué par une pluralité d'assemblages de combustible (2) disposés de manière juxtaposée suivant une direction verticale du coeur (1) du réacteur nucléaire qui comporte un système d'instrumentation interne à sondes mobiles (4, 15), comportant une première pluralité de sondes de mesure de flux neutronique fixées chacune à une extrémité d'un câble de déplacement et de transmission de mesures et des moyens d'introduction et de déplacement (7') des sondes par l'intermédiaire des câbles auxquels elles sont fixées, dans une seconde pluralité de canaux de mesure (3) s'étendant suivant toute la hau- teur du coeur (1), chacun à l'intérieur d'un assemblage de combustible (2') dans la direction verticale, la surveillance du coeur (1) du réacteur étant effectuée par comparaison d'au moins un paramètre critique de fonctionne-ment du coeur obtenu par l'une au moins des méthodes suivantes: détermination à partir de grandeurs physiques mesurées dans le coeur (1), calcul par un modèle numérique du coeur (11, 11'), à au moins une valeur de seuil prédéterminée, caractérisé par le fait qu'il comporte: - un système d'instrumentation interne à sondes mobiles (4, 15) du réacteur nucléaire, - un outil (11") de dépouillement de cartes de flux neutronique du coeur (1) du réacteur nucléaire, et - des moyens (8, 9, 16) de calcul de l'au moins un paramètre critique du coeur (1) du réacteur nucléaire à partir de valeurs du flux neutronique mesurées dans le coeur du réacteur nucléaire par l'instrumentation interne à sondes mobiles (4, 15) et traitées par l'outil (8', 9', Il") de dépouillement de cartes de flux neutronique. 12.- Dispositif suivant la revendication 11, caractérisé par le fait que les moyens de calculs utilisent au moins un modèle numérique (11, 11') de calcul de flux neutronique dans le coeur et au moins un algorithme (18, 18') de correction du modèle numérique (11, 11') relié à une unité (19) de comparaison de valeurs de flux neutroniques dans le coeur du réacteur nucléaire calculées par le modèle numérique (11, 11') et de valeurs de flux neutronique mesurées par le système d'instrumentation interne à sondes mobiles (4, 15).