FR 3062747 A1 20180810 FR 1750987 A 20170206 - 1 - " Procédé pour déterminer la puissance dégagée par un milieu fissile " La présente invention se rapporte à l'instrumentation nucléaire et plus particulièrement à des moyens et méthodes de détermination de la puissance dégagée par un milieu fissile. L'invention s'applique notamment à un coeur d'un réacteur nucléaire de petite et moyenne puissance (Small and Modular Reactors). L'amélioration de la sureté des réacteurs nucléaires est un enjeu actuel majeur tant pour le parc de réacteurs existants que pour les nouveaux réacteurs. Un des points clefs pour maitriser la sureté est la connaissance de la puissance dégagée en temps réel, par le combustible nucléaire en tout point du coeur nucléaire. En effet, cette connaissance permet de dimensionner les équipements du réacteur tant du point de vue de leur résistance à la chaleur que de leur capacité à supporter des irradiations sans que cela nuise à leur bon fonctionnement. La connaissance de la puissance dégagée permet en outre de définir une durée d'arrêt d'un réacteur, nécessaire pour effectuer un déchargement de combustible usagé du coeur du réacteur. La durée de l'arrêt permet de calculer le taux de disponibilité d'une tranche nucléaire pour la production de l'électricité. Actuellement, les temps nécessaires au refroidissement des assemblages de combustibles sont calculés avec une marge très importante afin de garantir la sureté de l'installation lors du déchargement de combustible. Dans les réacteurs nucléaires actuels, les mesures de flux de particules émises par le coeur du réacteur sont réalisées par une instrumentation externe, dite ex-core, et/ou interne au coeur du réacteur, dite in-core. L'instrumentation du réacteur est réalisée par des capteurs reliés à un système de contrôle et de commande. A partir des mesures réalisées par les capteurs, une puissance dégagée par chaque élément de combustible du coeur peut être calculée. Cependant, bien souvent, seule une moyenne de la puissance dégagée par chaque élément de combustible est calculée. De plus, la précision des mesures et des calculs pour chaque élément de combustible dépend de la proximité de cet élément avec le ou les capteurs. Ainsi il est difficile de détecter qu'un élément est en excursion de puissance, c'est-à-dire que la puissance qu'il 3062747 - 2 - dégage sort de l'intervalle de puissance d'un fonctionnement normal. Des marges de sureté très importantes doivent donc être prises. Ces marges de sureté ont notamment comme conséquence une inertie importante dans le pilotage d'une centrale nucléaire. 5 Le coeur du réacteur est contenu dans une épaisse cuve d'acier elle-même contenue dans un sarcophage en béton. Le coeur du réacteur comprend des assemblages de combustibles. Les assemblages sont formés par des grilles qui maintiennent mécaniquement un ensemble de long tubes métalliques, ou 10 crayons. Les crayons sont par exemple des gaines en alliage de zirconium fermées en chacune de leurs extrémités. Dans ces gaines sont empilés des pastilles cylindriques, par exemple de dioxyde d'uranium, qui constituent le combustible du réacteur. Le combustible peut également être composé de différents matériaux fissiles. Les assemblages de combustibles émettent des 15 rayonnements dont la puissance est proportionnelle à la puissance thermique générée par ces assemblages. Actuellement, pour mesurer le flux de particules émises par des assemblages de combustible, il existe plusieurs types d'instrumentations : - des instrumentations ex-core, externes au coeur du réacteur, comme 20 des détecteurs de flux neutroniques, des thermocouples amont et aval de cuve, voire des instrumentations montées sur rail en mouvement autour de la cuve ; - des instrumentations in-core, internes au coeur, comme des détecteurs de neutrons autoalimentés, des « aeroballs » qui sont des 25 billes de vanadium à propulsion pneumatique, plongées dans le coeur du réacteur pendant une brève période et dont on mesure le taux d'activation une fois ressorties du coeur du réacteur, des araignées de thermocouples pour les réacteurs à spectre rapide par exemple. Ces instrumentations posent plusieurs types de problèmes : 30 - des problèmes de précision, qui concernent toutes les instrumentations externes : d'une part les instrumentations externes actuelles ne fournissent qu'une mesure globale moyenne de flux et d'autre part, l'absence de mesures ponctuelles ne permet pas de détecter en temps réel certains phénomènes locaux comme la fonte 35 d'un crayon ; 3062747 - 3 - - des problèmes de fiabilité en terme de tenue des instruments aux conditions d'utilisation : ces problèmes concernent principalement les instrumentations in-core et sont liés à l'hostilité du milieu caractérisé par de hautes pressions, de hautes températures, et un fort 5 rayonnement ; - des problèmes de décalage entre l'apparition du phénomène physique et sa détection par l'instrumentation pour les instruments in-core à lecture ex-core. 10 La présente invention a pour but de remédier aux inconvénients précités en proposant un nouveau procédé pour mesurer le flux dégagé par un milieu fissile, ledit procédé fournissant en pseudo temps réel une cartographie quasi-instantanée en trois dimensions de la puissance dégagée par chaque élément de volume de combustible du milieu fissile. 15 L'invention a pour objet un système particulier de capteurs ex-core couplé à un programme spécifique de traitement du signal qui permet de fournir en pseudo temps réel des mesures locales de flux de particules, dégagées par les éléments de combustibles du milieu fissile. 20 On atteint au moins l'un des buts précités avec un procédé pour déterminer une puissance dégagée par un élément de volume d'un milieu fissile, au moyen d'un groupe d'instruments de mesure. Le procédé selon l'invention comprend les étapes suivantes : - mesure d'un flux réel de particules reçues par un groupe d'instruments de 25 mesure ; - calcul de la puissance dégagée par ledit élément de volume à partir des mesures du flux réel de particules et d'un découpage énergétique dudit flux de particules. Le groupe d'instruments de mesure est sélectionné parmi un ensemble 30 d'instruments de mesure disposés autour du milieu fissile en appliquant une méthode d'analyse en composantes principales non linéaire à un modèle de flux de particules dégagées par ledit élément de volume et détectées par l'ensemble des instruments de mesure. Le découpage énergétique du flux de particules dégagées par ledit élément de volume est réalisé en appliquant une 3062747 - 4 - méthode d'analyse en composantes principales non linéaire au modèle de flux de particules. Dans un mode de réalisation particulièrement avantageux, découpage énergétique comprend au moins deux intervalles d'énergie. Le découpage 5 énergétique du flux de particules en deux intervalles d'énergie est défini par une énergie de coupure dépendant du milieu fissile. L'élément de volume du milieu fissile est un élément de volume de combustible. Si le milieu fissile est un coeur nucléaire, l'élément de volume est par exemple un crayon comportant des pastilles de combustible, un 10 assemblage de crayons ou une partie d'un assemblage. Le modèle de flux de particules dégagées par l'élément de volume peut être réalisé par une simulation utilisant une méthode Monte-Carlo. Ladite simulation utilisant une méthode de Monte-Carlo résout une équation linéaire de Boltzmann appliquée aux neutrons et aux photons dégagés 15 par chaque élément de volume dans une géométrie en trois dimensions. Le découpage énergétique du flux de particules dégagées peut être réalisé avant la sélection du groupe d'instruments de mesure. Alternativement, le découpage énergétique du flux de particules dégagées et la sélection du groupe d'instruments de mesure sont réalisés simultanément. Dans une autre 20 alternative, le découpage énergétique du flux de particules dégagées est réalisé après la sélection du groupe d'instruments de mesure. L'invention concerne en outre un procédé de cartographie en trois dimensions de la puissance dégagée par des éléments de volume d'un milieu fissile. Ledit procédé applique le procédé pour déterminer une puissance 25 dégagée par un élément de volume d'un milieu fissile à l'ensemble des éléments de volume du milieu fissile. L'invention a également pour objet un dispositif pour déterminer une puissance dégagée par un élément de volume d'un milieu fissile, au moyen d'un groupe d'instruments de mesure. Le dispositif comprend une première 30 unité de traitement pour : - déterminer un groupe d'instruments de mesure, ledit groupe d'instruments de mesure étant sélectionné parmi un ensemble d'instruments de mesure disposés autour du milieu fissile en appliquant une méthode d'analyse en composantes principales non linéaire à un 3062747 - 5 - modèle de flux de particules dégagées par ledit élément de volume et détectées par l'ensemble des instruments de mesure ; - réaliser un découpage énergétique du flux de particules dégagées par ledit élément de volume en appliquant une méthode d'analyse en 5 composantes principales non linéaire au modèle de flux de particules. Le dispositif comprend en outre le groupe d'instruments de mesure déterminé pour mesurer un flux de particules émises par l'élément de volume ; et une deuxième unité de traitement pour calculer une puissance dégagée par ledit élément de volume en prenant en compte les mesures du flux de particules et 10 le découpage énergétique du flux de particules. L'invention a également pour objet une application du procédé pour déterminer une puissance dégagée par un élément de volume d'un milieu fissile, afin de détecter des points chauds dans le coeur d'un réacteur. L'invention concerne également une application du procédé de 15 cartographie en trois dimensions de la puissance dégagée par des éléments de volume d'un milieu fissile pour déterminer en pseudo temps réel la puissance dégagée par le milieu fissile. L'invention a notamment pour avantage de permettre une évaluation 20 précise de la puissance dégagée par un élément de volume de combustible avec un nombre réduit de capteurs ex-core. D'autres avantages et caractéristiques de l'invention apparaîtront à l'examen de la description détaillée d'un mode de réalisation nullement 25 limitatif, et des dessins annexés, sur lesquels : La figure 1 est une vue schématique d'un réacteur nucléaire selon l'état de la technique ; La figure 2 est une vue en coupe du coeur du réacteur nucléaire selon l'état de la technique; 30 La figure 3 est un ordinogramme d'un procédé de détermination d'un estimateur de calcul de puissance dégagée par un élément de combustible selon l'invention; La figure 4a représente une vue schématique de la structure d'un coeur de réacteur nucléaire; 3062747 - 6 - La figure 4b représente une vue schématique d'un état du coeur du réacteur nucléaire; La figure 5 représente un exemple de mise en oeuvre de l'estimateur de calcul de puissance dégagée, déterminé par le procédé selon l'invention; 5 La figure 6a représente une vue d'un profil d'une cuve de réacteur nucléaire; La figure 6b représente une vue en coupe de la cuve selon un plan perpendiculaire à l'axe d'élongation de la cuve; La figure 7a représente une vue de face de la cuve; 10 La figure 7b représente une vue de dessous de la cuve; La figure 8 représente un dispositif selon l'invention pour calculer en pseudo temps réel la puissance dégagée par un milieu fissile. La figure 1 présente un écorché d'une cuve cylindrique 1 d'un réacteur 15 nucléaire selon l'état de la technique. La cuve 1 entoure le coeur du réacteur nucléaire. Le coeur du réacteur se compose d'un ensemble d'assemblages de combustibles 2, par exemple sous forme de pastilles d'oxyde d'uranium empilées pour former un crayon gainé par exemple par un alliage de zirconium. Les crayons s'étendent dans le sens de la longueur dans la cuve 1 du réacteur. 20 Les assemblages de combustible 2 sont latéralement entourés d'un réflecteur à neutrons 3. L'ensemble composé des assemblages de combustibles 2 et du réflecteur de neutrons 3 est contenu dans un bouclier notamment formé d'un écran latéral de protection 4. Pour finir, un dispositif de rétention 5 maintient le tout : les assemblages de combustibles 2, le réflecteur à neutron 3 et le 25 bouclier de protection 4. L'ensemble du coeur est porté par un support 6. La figure 2 représente une section horizontale, c'est-à-dire perpendiculaire à l'axe d'allongement de la cuve 1, du coeur du réacteur selon l'état de la technique. Sur la figure 2 se retrouvent les assemblages de 30 combustibles 2, le réflecteur à neutrons 3, l'écran latéral de protection 4 et le dispositif de rétention 5. Trois capteurs 20, ou instruments de mesure de flux de particules, in- core, selon l'état de la technique sont également représentés. Ces capteurs de flux de particules 20 sont situés à proximité des assemblages de combustibles 35 2 directement dans le coeur du réacteur. 3062747 - 7 - La figure 3 représente un ordinogramme de différentes étapes d'un procédé 310 de détermination d'un estimateur de calcul de la puissance dégagée par un élément de volume de combustibles ou milieu fissile. Un 5 élément de volume peut être : un ensemble d'assemblages, un assemblage, une partie d'un assemblage constitué d'un ensemble de crayons de combustibles, ou encore un crayon de combustibles. Dans la suite de la description, on parle plus particulièrement d'un coeur d'un réacteur nucléaire. Cependant, la présente invention peut s'appliquer de 10 la même manière à des assemblages ou simplement de la matière fissile transportés dans des colis par exemple, ou encore stockés. Une première étape du procédé 310 est une étape de définition 30 de plusieurs jeux de données 31, 32, 33, 34, 35 qui serviront à établir un modèle de flux de particules dégagées par un élément de volume du milieu fissile aussi 15 nommé élément de combustibles. Un premier jeu de données 31, représenté sur la figure 4a, permet tout d'abord de définir structurellement un milieu fissile 31. Dans le cas d'un coeur 40 de réacteur nucléaire sont définis d'une part la composition de la cuve et des matériaux entourant le coeur 40 et d'autre part la composition du coeur 40 20 lui-même. La composition du coeur 40 est définie par une composition d'assemblages 41. Chaque assemblage 41 est lui-même composé de crayons de combustibles 42. Certains des assemblages 41 comportent des mécanismes de contrôle de la réactivité 43. Les mécanismes de contrôle de réactivité 43, 25 sont des crayons, ou barres de contrôle, constitués de matériaux neutrophages. Les barres de contrôle sont plus ou moins engagées dans le coeur 40. La position des barres de contrôle dans le coeur 40 est pilotable par un opérateur afin de contrôler la réaction en cours dans le coeur 40. Le coeur 40 est contenu dans une cuve 44 dont l'enveloppe est par 30 exemple composée d'acier. La cuve 44 comprend, parmi ses composants internes 45, un écran latéral de protection ou bouclier. La cuve comporte également des matériaux jouant le rôle de réflecteurs à neutrons 46. Un deuxième jeu de données 32 permet de définir un ou plusieurs états ou situation du milieu fissile. Sur la figure 4b sont représentés des situations 35 ou état du cceurSC du réacteur 32. La situation du coeur SC 32 peut être définie 3062747 - 8 - par plusieurs paramètres dont une composition isotopique 47 des crayons de combustibles 42, des modes de fonctionnement : incidentel 48 et normal 49 par exemple. A partir de la composition isotopique 47 et des modes de fonctionnements 48,49, on obtient des conditions thermo-hydrauliques 400 du 5 coeur. A partir de ces conditions thermo-hydrauliques 400, on en déduit les positions 401 des mécanismes de contrôle de la réactivité 43. Les premier et deuxième jeux de données 31, 32 comportent des données variables dans le temps : la composition isotopique 47 évolue au fur et à mesure de la réaction et notamment de l'épuisement du combustible, les 10 conditions thermo-hydrauliques peuvent aussi évoluer, notamment du fait d'un changement de paramétrage par un opérateur chargé du pilotage du réacteur. Les premier et deuxième jeux de données 31, 32 sont respectivement un modèle de données 31 et un modèle de paramétrage 32. Les premier et deuxième jeux de données 31, 32 comprennent également des incertitudes 15 sur leurs paramètres et données respectifs. Un quatrième jeu de données 35, représenté sur la figure 3, est une définition d'un maillage d'un très grand nombre de capteurs, ou instruments de mesure, fictifs. On entend par capteur fictif un modèle de capteur parfait. Les capteurs fictifs choisis dans le cadre de l'invention sont des capteurs 20 externes au milieu fissile, par exemple externes au coeur 40 ou ex-core. Les figures 6a, 6b, 7a et 7b représentent des exemples de positionnement de capteurs fictifs 60. Le grand nombre de capteurs fictifs 60 permet la définition 34 d'un grand nombre de Tally simulant les réponses de ces capteurs lorsqu'ils sont soumis à un flux de particules. Les Tally, sont des 25 données 34 que l'on cherche à calculer dans le cadre d'une simulation utilisant un algorithme de Monte Carlo. Pour la présente invention les Tally définies donnent des scores représentant le flux de rayonnement reçu par une surface positionnée à l'emplacement de chaque capteur fictif. Ces Tally représentent un quatrième jeu de données 34. 30 Sur les figures 6a et 6b sont représentés des exemples de positionnement de capteurs fictifs 60 par rapport au coeur d'un réacteur. La figure 6a présente une vue d'un profil d'une cuve 70 de réacteur et la figure 6b une vue en coupe de la cuve 70 selon un plan perpendiculaire à l'axe d'élongation de la cuve 70. Sur les figues 6a et 6b sont notamment représentés 35 des assemblages de combustibles 61, un réflecteur de neutrons 62, un bouclier 3062747 - 9 - 63, et une enveloppe en béton 64. Les capteurs 60 tels que représentés sur la figure 6a sont distribués régulièrement sur une couronne de révolution entourant le coeur. Par exemple le pas du maillage radial est du même ordre de grandeur qu'un élément combustible. Sur la figure 6b les capteurs 60 sont 5 de plus régulièrement répartis sur la hauteur de la cuve 70 entre le bouclier 63 et l'enveloppe de béton 64. La figure 7a présente une vue de face d'une cuve de réacteur 70. Les capteurs 60 représentés sur les figures 7a et 7b sont positionnés à l'intérieur de l'enveloppe en béton 64. Sur la figure 7a, les positions des capteurs 60 sont 10 réparties en lignes et en colonnes régulièrement espacées de sorte à réaliser un maillage régulier. D'autres stratégies de maillages de capteurs peuvent être envisagées. Par exemple il est possible d'envisager un maillage plus fin dans les zones susceptibles de présenter des risques d'excursions de puissance de la part des éléments de combustible. 15 La figure 7b représente une vue de dessous du réacteur 70 et qui montre notamment un positionnement possible de capteurs 60 sous la cuve. Des capteurs peuvent également être présents sur le dessus de la cuve, selon la configuration du réacteur. Sur la figure 7b par exemple, le haut de la cuve comporte des conduits 71 permettant le dégagement des assemblages de 20 combustibles et des crayons de contrôle de la réactivité, il est donc impossible de placer des capteurs sur le haut d'une telle cuve. Les différents types de capteurs utilisés dépendent de la gamme de flux neutronique à mesurer. Pour une gamme de 10-1 à 105 n/cm2/s, qui correspond à une zone de fonctionnement de démarrage du réacteur, des détecteurs 25 impulsionnels sont utilisés comme des compteurs proportionnels à 3He, des compteurs proportionnels à dépôt de bore, des chambres à fission en mode impulsion. Pour une gamme de flux neutronique de 10-5 à 108 n/cm2/s, les capteurs suivants peuvent être utilisés : des chambres d'ionisation comme une chambre d'ionisation à dépôt de bore compensée aux photons gamma, des 30 chambres à fission comme une chambre à fission en régime de fluctuation. Pour une gamme de flux neutronique de 108 à 1010 n/cm2/s les capteurs suivants peuvent être utilisés : des chambres d'ionisation comme une chambre d'ionisation à dépôt de bore sans compensation gamma, des chambres à fission comme une chambre à fission en régime courant. 3062747 - 1 0 - Un troisième jeu de données 33 est également défini comme comprenant des données nucléaires tabulées 33. Les données nucléaires tabulées 33 sont des données définissant entre autre : - des probabilités sur toutes les interactions possibles (capture, diffusion, 5 collision, ...) des neutrons et des photons avec les différentes compositions des milieux dans lesquels ils évoluent ; - des données de décroissance de la radioactivité ; - des rendements de fission ; - des données sur les lois de diffusion thermiques. 10 Les données nucléaires permettent de prendre en compte des contre- réactions. Ces données se retrouvent dans des bases de données normalisées comme les évaluations JEFF pour Joint Evaluated Fission and Fusion Files. Une deuxième étape 36 du procédé selon l'invention est une étape de 15 simulation du fonctionnement du milieu fissile et en particulier du coeur du réacteur. Cette deuxième étape 36 réalise une simulation utilisant une méthode de type Monte Carlo pour résoudre l'équation de Boltzmann de transport des particules émises, c'est-à-dire des neutrons et des photons, par chaque élément de volume du coeur 70. Par la suite, le terme simulation de 20 Monte Carlo est utilisé pour nommer la simulation utilisant une méthode de type Monte Carlo. Les données d'entrée de la simulation de Monte Carlo sont les jeux de données 31, 32, 33, 34, 35 définis au cours de la première étape 30. La simulation de Monte Carlo appliquée au modèle de données 31 en prenant en compte le modèle de paramétrage 32 permet de calculer la 25 puissance dégagée par chaque élément de volume avec une très grande précision. En effet, la simulation de Monte Carlo fournit un calcul exact de la puissance thermique 38 dégagée par chaque élément de volume. Les méthodes de type Monte Carlo utilisées dans le cadre de l'invention apportent la précision souhaitée pour garantir une bonne précision de l'estimation de la 30 puissance réellement dégagée par chaque élément de volume. La simulation de Monte Carlo fournit en outre l'énergie vue par chaque capteur ou instrument de mesure fictif, ainsi que la réponse 37 de ces instruments de mesure fictifs 60, supposés parfaits. Les réponses des instruments de mesure sont calculées par plage 35 d'énergie e (k) avec k = 1 N (e) . N (e) et e (k) sont définis selon le type de 3062747 réacteur. Par exemple, pour un réacteur de type SMR REP c'est-à-dire un petit réacteur modulaire à eau pressurisée, N(e) est de l'ordre de trois cent soixante. Les plages d'énergies e(k) sont définies selon un maillage SHEM, pour Santamarina-Hfaiedh Energy Mesh décrit notamment dans la thèse de M. 5 HFAIEDH : Nouvelle Méthodologie de Calcul de l'Absorption Résonnante. Cette méthode utilise des sur-maillages géométriques pour réaliser un zonage thermique dans le coeur du réacteur. Les réponses des instrumentations sont données sous la forme : IN SG(i; e(k); SC) avec IN SG() la réponse des instruments mesurant les rayonnements Gamma, pour l'instrument i, en prenant en 10 compte une situation du coeur SC et, /NSN(j;e(k);SC) avec IN SN () la réponse des instruments mesurant les rayonnements de neutrons, pour l'instrument], en prenant en compte une situation du coeur SC. La simulation de Monte Carlo est également utilisée pour calculer une puissance dégagée 38 par chaque élément de volume. Le calcul des puissances 15 thermiques dégagées par les éléments de combustibles est réalisé en prenant en compte des taux de réaction. Les taux de réaction sont liés au type de réaction, dans le cas présent la réaction considérée est la réaction de fission. Le taux de réaction est proportionnel au taux de réaction de fission, il peut être calculé comme le produit du flux neutronique du milieu considéré par la section 20 macroscopique de fission dudit milieu, la section macroscopique dépendant des conditions thermo-hydrauliques du milieu fissile. La puissance dégagée par un élément de volume x, PEC (x), est fonction d'une situation du coeur f (SC). Une troisième étape 39 est une étape de détermination de paramètres 25 de reconstruction de puissance A(x), B(x), a(x, k), fl(x, ,k) pour chaque élément de combustible x. Lesdits paramètres permettent de calculer un estimateur des puissances thermiques dégagées par un élément de combustible à partir des réponses des instrumentations à des rayonnements gamma et de neutrons. A(x) est un poids associé à des réponses d'instrumentations de mesure de 30 rayonnement Gamma émis par l'élément de combustible x. B(x) est un poids associé à des réponses d'instrumentations de mesure de rayonnement neutronique émis par l'élément x. a(x,i,k) est un poids associé à un instrument i de mesure de rayonnement Gamma dans la plage d'énergie e(k), dans l'estimation de la puissance rayonnée par l'élément combustible x. Et p(x,j,k) 35 est un poids associé à un instrument de mesure] de rayonnement neutronique 3062747 - 12 - dans la plage d'énergie e(k), pour l'estimation de la puissance rayonnée par l'élément de combustible x. L'estimateur des puissances thermiques dégagées par un élément de combustible x peut s'exprimer ainsi : 5 Estimateur (PEC (x; SC)) Nombre(INSG) rombre(e(k)) = A(x) 1 / a(x, i, k) x IN SG (i; e (k); SC) i e(k) Nombre(INSN) /Nombre (e(k)) + B (x) 1 1 /3(x, j, k) x INSN(j; e(k); SC) j e(k) Avec : - Nombre(msG), le nombre d'instruments de mesure de rayonnement 10 gamma ; - Nombre(msN), le nombre d'instruments de mesure de rayonnement neutronique ; - Nombre(e(k)) : le nombre de niveaux d'énergie. Les paramètres de reconstruction de puissance sont déterminés à partir 15 d'une méthode d'analyse en composantes principales non linéaire appliquée à une matrice GM construite de la façon suivante : On définit un vecteur P(SC) = PEC(x,SC) avec x variant delà m, m étant le nombre d'éléments de combustibles considérés. On construit une matrice M(SC) d'observations en plaçant sur chacune de ses lignes à la suite chaque 20 réponse des instrumentations IN SG (i; e(k); SC) et IN SN (j; e(k); SC) pour chaque instrument i et chaque instrument j, et pour chaque niveau d'énergie e(k). Les lignes de cette matrice M(SC) sont identiques et le nombre de lignes correspond au nombre d'éléments combustibles. Ensuite on retranche le vecteur P(SC) de la matrice M(SC) afin de construire une nouvelle matrice PM(SC). Pour chaque 25 situation cceurSC, on construit une telle matrice PM(SC). Ensuite l'ensemble des matrices PM(SC) est rassemblé en une seule matrice GM. Une analyse en composantes principales non linéaire est réalisée sur cette matrice GM. L'analyse en composantes principales non linéaire peut être réalisée en utilisant un réseau de neurone artificiel à perceptron multicouches pour chaque 30 élément de volume. De manière générale, une méthode d'analyse en composante principale non linéaire est une méthode d'analyse de données qui réalise une réduction de l'ensemble des dimensions d'un espace de données en un ensemble plus 3062747 - 1 3 - réduit de données, tout en conservant une bonne capacité à expliquer une ou plusieurs grandeurs observables à l'aide de ces données. Dans le cadre de l'invention et pour tenir compte de l'interdépendance entre les sources de puissance dans la production de l'énergie, les méthodes d'analyse en 5 composantes principales utilisées sont non linéaires d'ordre deux ou trois, et préférentiellement d'ordre deux. Ainsi on gagne en précision tout en conservant des temps de calculs raisonnables. L'ordre choisi dépend également de la géométrie, de la physique et de l'hétérogénéité du milieu fissile. Il est également possible selon les applications d'utiliser des méthodes d'analyse en 10 composantes principales d'un ordre supérieur à trois. Dans le cadre de l'invention, une non-linéarité peut être introduite afin d'améliorer la discrimination entre les capteurs et les niveaux d'énergie en ajoutant dans la matrice M(SC) toutes les combinaisons de réponse de deux capteurs sous la forme de leur produit. Il est aussi possible de compléter la 15 matrice M(SC) pour ajouter une non linéarité d'ordre trois avec une composition de trois capteurs. L'introduction de cette non-linéarité permet de prendre en compte dans la reconstruction de la puissance dégagée par un élément de volume les mesures réalisées par deux capteurs conjointement, notamment en déterminant les combinaisons de capteurs apportant la meilleure précision 20 par l'analyse en composante principale non linéaire. Une quatrième et une cinquième étape 300, 301 permettent respectivement d'identifier un nombre optimum d'instrumentations et de gammes d'énergie à mesurer par les instruments identifiés. Les instruments 25 identifiés forment un groupe d'instruments mis en oeuvre en situation réelle de surveillance du milieu fissile. La détermination des instruments et des gammes d'énergie est réalisée de manière à garantir une précision donnée pour la restitution de la puissance dégagée. Ainsi l'ensemble optimal d'instruments et les niveaux d'énergie 30 associés sont déterminés de façon à répondre au critère suivant : Max, (Estimateur(PEC (x; SC)) - PEC (x; SC)) ERREUR, OÙ PEC (x; SC) est la puissance thermique réelle dégagée par un élément de volume x pour un état du milieu fissile sc et mesurée par les instruments de mesure, et ERREUR est une erreur d'estimation prédéfinie. L'erreur d'estimation est choisie pour 35 définir la précision voulue pour la reconstruction de la puissance générée par 3062747 - 1 4 - le coeur du réacteur à partir de valeurs mesurées par des capteurs réels en situation réelle. Une erreur peut être de l'ordre de 10% par exemple. L'erreur peut être également fixée en fonction du type de réacteur et plus généralement du milieu fissile. 5 Ensuite en appliquant une méthode de minimisation de gradient sur l'équation Max, (Estimateur(PEC (x; SC)) - PEC (x; SC)) ERREUR, on obtient ainsi plusieurs combinaisons solutions de capteurs et de niveaux d'énergie respectant le critère d'erreur défini. Parmi l'ensemble de ces solutions, soit on privilégie le type de capteur et leur nombre pour optimiser le coût de 10 déploiement de l'instrumentation, soit on opte pour une configuration apportant la meilleure précision possible, ou encore on choisit un compromis entre les deux contraintes précédemment citées. Les contributions de chaque capteur dans la reconstruction de l'énergie dégagée par un élément de combustible ont été préalablement déterminées 15 par la méthode d'analyse en composantes principales non linéaire au cours de la troisième étape 39. Ensuite les contributions de chaque capteur déterminées sont classées par ordre d'importance au cours de la quatrième étape 300. Les capteurs de moindre contribution ne sont pas retenus pour être mis en oeuvre dans le maillage réel de capteurs réels autour du coeur ou du milieu fissile. Par 20 exemple il est possible de garder uniquement les capteurs ayant une contribution supérieure à 90% dans l'estimation de la puissance dégagée par chaque élément combustible avec une erreur inférieure ou égale à l'erreur ERREUR définie. Le maillage réel est donc un maillage solution composé par les capteurs retenus pour la surveillance du milieu fissile. Chaque capteur réel est 25 choisi en fonction de la plage d'énergie qu'il est sensé couvrir dans la configuration de capteurs retenue. De la même manière, au cours de la cinquième étape 301, les contributions par gamme d'énergie de chaque instrumentation ont été déterminées par la méthode d'analyse non linéaire en composantes principales 30 au cours de la troisième étape 39. Les contributions par gamme d'énergie sont ensuite classées par ordre d'importance pour chaque instrumentation. Ensuite les plages d'énergie pour lesquelles la contribution n'est pas significative sont éliminées. Par exemple il est possible de garder uniquement les plages d'énergie ayant une contribution supérieure à 90% dans l'estimation de la 35 puissance dégagée par chaque élément de combustible avec une erreur 3062747 - 1 5- inférieure ou égale à l'erreur ERREUR définie. Les plages d'énergie restantes sont regroupées de proche en proche afin de couvrir l'ensemble du spectre d'énergie : les plages d'énergie restantes sont regroupées avec les plages d'énergie éliminées contiguës. Les nouveaux regroupement de plages 5 d'énergie résultent donc de la fusion de chaque plage d'énergie restante avec les plages d'énergie éliminées qui lui sont contiguës en veillant à ce qu'il n'y ait pas de chevauchement entre les nouveaux regroupements de plages d'énergie. Ainsi chaque nouvelle plage d'énergie inclue une seule plage d'énergie restante et éventuellement des plages d'énergie éliminées. Les 10 étapes suivantes interviennent à nouveau jusqu'à obtenir un nombre limité de plages d'énergie : calcul de l'erreur de l'estimateur pour chaque regroupement de plages d'énergie, classement par ordre d'importance des contributions de chaque instrument dans la reconstitution de la puissance dégagée pour les plages d'énergie restantes, élimination des regroupements de plages d'énergie 15 ne contribuant pas de manière significative à la construction de l'estimation, regroupement de proche en proche des regroupements de plages d'énergie restantes afin de couvrir l'ensemble du domaine d'énergie spectrale. A la fin de la cinquième étape 301, on obtient par exemple deux groupements d'énergie : un groupement énergétique et un groupement moins énergétique, 20 ou trois classes d'énergie correspondant aux neutrons rapides, aux neutrons épithermiques et aux neutrons thermiques. De manière préférentielle, dans le cadre de l'invention on considère un découpage de l'énergie spectrale en deux intervalles d'énergie définis par une énergie de coupure permettant de discriminer le groupement énergétique du groupement moins énergétique. 25 L'énergie de coupure ainsi définie est particulière à un milieu fissile. Il est également possible de procéder par dichotomie pour choisir les deux intervalles d'énergie mais la méthode proposée dans le cadre de l'invention converge beaucoup plus rapidement. D'autres découpages énergétiques du flux de particules peuvent être 30 envisageables notamment à quatre ou cinq intervalles d'énergie. Le nombre de découpages énergétiques du flux de particules dépend de la taille du milieu fissile et de l'homogénéité ou de l'hétérogénéité des matériaux combustibles utilisés. Les quatrième et cinquième étapes 300, 301 peuvent, dans des modes 35 de réalisation différents être réalisées soit simultanément, soit dans un premier 3062747 - 1 6 - temps, la quatrième étape 300 puis la cinquième étape 301 ou encore d'abord la cinquième étape 301 puis la quatrième étape 300. Ainsi lorsque la quatrième 300 étape intervient avant la cinquième étape 301, l'optimisation porte principalement sur les capteurs et ce afin d'optimiser le coût de mise en oeuvre 5 de l'invention. Ensuite l'optimisation des niveaux d'énergie est effectuée en utilisant les capteurs présélectionnés au cours de la quatrième étape 300. Lorsque la cinquième étape 301 intervient avant la quatrième étape 300, les niveaux d'énergie sont optimisés prioritairement, puis, pour les niveaux d'énergie sélectionnés, on optimise le nombre de capteurs utilisés. Il est 10 également possible de réaliser les quatrième et cinquième étapes 300, 301 en parallèle, c'est-à-dire pour chaque capteur sélectionné, optimiser les plages d'énergie puis pour chaque plage d'énergie restante optimiser les capteurs et ainsi de suite. Le procédé selon l'invention détermine un nombre optimal, c'est-à-dire 15 nécessaire et suffisant, de capteurs ex-core ou externe à un milieu fissile et un nombre optimal, c'est-à-dire nécessaire et suffisant, de gammes d'énergie à mesurer, pour assurer une reconstruction de la puissance dégagée par le coeur ou le milieu fissile avec une erreur inférieure à l'erreur ERREUR définie. Les instrumentations utilisées et les plages d'énergie prises en compte 20 permettent de compléter la définition de l'estimateur de puissance dégagée pour un élément de volume. L'estimateur ainsi défini, et notamment ses paramètres de reconstruction de puissance, est particularisé pour une situation ou état du milieu fissile considéré. Il est ainsi possible d'avoir plusieurs estimateurs en 25 fonction de chaque situation de coeur ou de milieur fissile et par exemple en fonction des différents modes de fonctionnement. Avantageusement, l'estimateur ainsi défini est rapide à calculer et permet une précision déterminée dans la reconstruction de l'énergie dégagée par chaque élément combustible du milieu fissile en pseudo temps réel. On 30 entend par pseudo temps réel le temps réel augmenté du temps d'acquisition des données par les capteurs et du temps de calcul. Dans le cadre de l'invention, le résultat est obtenu dans un laps de temps de l'ordre de quelques minutes. 3062747 - 1 7 - La figure 5 représente une application 500 des paramètres déterminés par le procédé 310 selon l'invention pour calculer la puissance dégagée par chaque élément de combustible d'un coeur d'un réacteur nucléaire. Le coeur de réacteur nucléaire ou le milieu fissile est équipé de capteurs externes qui 5 sont ceux déterminés au cours de la quatrième étape 300 du procédé 310 selon l'invention. Le réacteur nucléaire est contrôlé par un système de contrôle. Le système de contrôle prend en compte les mesures 50 des différents capteurs définis par le procédé 310 selon l'invention. Les mesures des capteurs 10 externes sont des données d'entrée d'un algorithme de reconstruction de la puissance dégagée 51 par les éléments de volume. Un autre jeu de données est pris en compte par l'algorithme de reconstruction : il s'agit de la définition de l'état ou situation courante du coeur. Ainsi l'algorithme sélectionne l'estimateur Estimateur(PEC (x; SC)) relatif à l'état ou situation courante du 15 coeur. L'algorithme utilise l'estimateur afin de calculer la puissance émise par chaque élément de combustible. La connaissance de la puissance dégagée par chaque élément de combustible en pseudo temps réel permet d'obtenir une cartographie en trois dimensions de la puissance dégagée par le coeur du réacteur. De plus, la connaissance de la puissance dégagée par chaque 20 élément de combustible permet de détecter au plus tôt des points chauds dans le milieu fissile. Les points chauds sont des points locaux de dégagement intense d'énergie. Plus précisément, un point chaud est le plus petit élément de volume contenant la puissance relative la plus importante dans un milieu fissile. Il est important de détecter de tels points chauds, car 25 ils sont susceptibles de créer une instabilité locale qu'il est nécessaire de maitriser par exemple dans un coeur grâce aux mécanismes de contrôle de la réactivité. La détection précise de ces points chauds permet de réduire les marges de sécurité d'un facteur relatif à l'erreur définie. Les marges de sécurité utilisées ont donc une influence sur la finesse du contrôle qu'il est 30 possible d'exercer sur le réacteur et notamment sur la réactivité du réacteur vis-à-vis de la variation des demandes de puissance électrique. La figure 8 représente un dispositif 80 selon l'invention pour déterminer une puissance dégagée par chaque élément de volume d'un 35 milieu fissile 84. Ledit dispositif 80 comprend une première unité de 3062747 - 18 - traitement 81 mettant en oeuvre le procédé 310 selon l'invention. La première unité de traitement 81 détermine selon le procédé 310 un groupe ou réseau de capteurs 82 à mettre en oeuvre pour réaliser les mesures de flux de particules émises par le milieu fissile 84. La première unité de 5 traitement 81 définit également un estimateur de calcul de la puissance dégagée. L'estimateur de puissance dégagée est utilisé par la deuxième unité de traitement 83 pour calculer la puissance réelle dégagée par chaque élément de volume du milieu fissile. La deuxième unité de traitement 81 utilise à cette fin les mesures réalisées en temps réel par le réseau de 10 capteurs 82 sur le flux de particules dégagées par chaque élément du milieu fissile 84 afin d'en déterminer en pseudo temps réel la puissance dégagée. La deuxième unité de traitement 83 réalise en outre une reconstruction en trois dimensions de la puissance dégagée par l'ensemble du milieu fissile 84. 15 Bien sûr, l'invention n'est pas limitée aux exemples qui viennent d'être décrits et de nombreux aménagements peuvent être apportés à ces exemples sans sortir du cadre de l'invention. Notamment, l'invention peut s'appliquer à différentes compositions de combustibles. Par composition on entend aussi bien composition géométrique que composition en 20 radionucléides. L'évaluation de la puissance dégagée par les éléments avec l'estimateur et le réseau de capteurs définis par le procédé 310 selon l'invention, est avantageusement aussi précise qu'un résultat obtenu avec 25 des capteurs en énergie continue. Hors ces derniers sont très couteux et donc difficilement industrialisables. L'invention permet donc d'utiliser des capteurs composés de matériaux réagissant à un flux de particules sur une plage d'énergie réduite beaucoup moins onéreux que les précédents capteurs en énergie continue, tout en conservant une bonne précision dans la 30 cartographie en trois dimensions de puissance dégagée par l'ensemble des éléments de combustibles du milieu fissile. La présente invention permet avantageusement d'évaluer des risques de sûreté, actuellement non mesurés comme : un nombre de crayons entrant en crise d'ébullition, un pourcentage de crayons fondus, une 3062747 - 1 9 - température des crayons et gaines, la présence et la quantification du combustible fondu. L'invention permet en outre un pilotage du coeur du réacteur en puissance et une définition des temps d'arrêt de fonctionnement du réacteur 5 de manière très précise pour changer les éléments de combustibles usagés. Ces améliorations présentent donc un gain important en matière de sureté des réacteurs nucléaires ainsi qu'en termes de performance d'exploitation. Dans le cas d'un colis de matière fissile transporté ou stocké, les matériaux peuvent être conditionnés sous la forme d'assemblages de matière 10 fissile maintenus entre eux par une structure mécanique. La structure mécanique a pour objectif de minimiser les risques d'interactions entre les assemblages. La structure mécanique est dimensionnée afin de maîtriser la criticité du colis et ce, même en cas de transport. Les normes en terme de criticité tendent à faire en sorte de surdimensionner les structures 15 mécaniques rendant le colis encombrant et donc difficile à déplacer et à stocker. Le fait de positionner un nombre de capteurs réduit selon l'invention de manière à pouvoir évaluer précisément l'énergie dégagée permet de détecter tout problème de réaction non voulue entre les isotopes radioactifs. L'invention permet donc avantageusement d'améliorer la gestion de la 20 criticité du colis. Un tel réseau de capteurs selon l'invention associé au procédé de calcul de la puissance dégagée par chaque élément de combustible confère une marge de sécurité supplémentaire permettant ainsi de réduire les marges de dimensionnement de la structure mécanique tout en gardant le contrôle de la criticité du colis. 25 REVENDICATIONS1. Procédé (500) pour déterminer une puissance dégagée par un élément de volume d'un milieu fissile (84), au moyen d'un groupe d'instruments de mesure (82), ledit procédé comprenant les étapes suivantes : - mesure d'un flux réel de particules (50) reçues par un groupe d'instruments de mesure (82) ; - calcul de la puissance dégagée (51) par ledit élément de volume à partir des mesures du flux réel de particules (50) et d'un découpage énergétique dudit flux de particules (50) ; ledit procédé étant caractérisé en ce que le groupe d'instruments de mesure est sélectionné parmi un ensemble d'instruments de mesure (60) disposés autour du milieu fissile (31) en appliquant une méthode d'analyse en composantes principales non linéaire à un modèle de flux de particules dégagées par ledit élément de volume et détectées par l'ensemble des instruments de mesure (60), et en ce que le découpage énergétique (301) du flux de particules dégagées par ledit élément de volume est réalisé en appliquant une méthode d'analyse en composantes principales non linéaire au modèle de flux de particules. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que le découpage énergétique comprend au moins deux intervalles d'énergie. 3. Procédé selon la revendication 2, caractérisé en ce que le le découpage énergétique en deux intervalles d'énergie est définit par une énergie de coupure dépendant du milieu fissile. 4. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que l'élément de volume du milieu fissile est un élément de volume de combustible, et en ce que si le milieu fissile est un coeur nucléaire, l'élément de volume est un crayon comportant des pastilles de combustible, un assemblage de crayons ou une partie d'un assemblage. 3062747 - 2 1 - 5. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le modèle de flux de particules dégagées par l'élément de volume est réalisé par une simulation utilisant une méthode Monte-Carlo (36). 5 6. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé en ce que ladite simulation utilisant une méthode de Monte-Carlo (36) résout une équation linéaire de Boltzmann appliquée aux neutrons et aux photons dégagés par chaque élément de volume dans une géométrie en trois dimensions. 10 7. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le découpage énergétique du flux de particules dégagées est réalisé avant la sélection du groupe d'instruments de mesure. 8. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé en ce 15 que le découpage énergétique du flux de particules dégagées et la sélection du groupe d'instruments de mesure sont réalisés simultanément. 9. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé en ce que le découpage énergétique du flux de particules dégagées est réalisé après 20 la sélection du groupe d'instruments de mesure. 10. Procédé de cartographie en trois dimensions de la puissance dégagée par des éléments de volume d'un milieu fissile, caractérisé en ce qu'il applique le procédé pour déterminer une puissance dégagée par un élément de volume 25 d'un milieu fissile selon l'une quelconque des revendications précédentes, à l'ensemble des éléments de volume du milieu fissile. 11. Dispositif (80) pour déterminer une puissance dégagée par un élément de volume d'un milieu fissile, au moyen d'un groupe d'instruments de mesure 30 (82), caractérisé en ce qu'il comprend une première unité de traitement (81) pour : - déterminer un groupe d'instruments de mesure (82), ledit groupe d'instruments de mesure (82) étant sélectionné parmi un ensemble d'instruments de mesure (60) disposés autour du milieu fissile (84) en appliquant une méthode d'analyse en composantes principales non 3062747 - 22 - linéaire à un modèle de flux de particules dégagées par ledit élément de volume et détectées par l'ensemble des instruments de mesure (60) ; - réaliser un découpage énergétique du flux de particules dégagées par ledit élément de volume en appliquant une méthode d'analyse en 5 composantes principales non linéaire au modèle de flux de particules ; et en ce qu'il comprend le groupe d'instruments de mesure (82) déterminé pour mesurer un flux de particules émises par l'élément de volume ; et une deuxième unité de traitement (83) pour calculer une puissance dégagée par ledit élément de volume en prenant en compte les mesures du flux de 10 particules et le découpage énergétique du flux de particules. 12. Application du procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 9 pour détecter des points chauds dans le coeur d'un réacteur. 15 13. Application du procédé selon la revendication 10 pour déterminer en pseudo temps réel la puissance dégagée par le milieu fissile.