FR 3075449 A1 20190621 FR 1762391 A 20171218 Procede de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, programme d'ordinateur et systeme electronique associes La presente invention concerne un procede de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire. Le reacteur nucleaire comprend un cceur dans lequel des assemblages de combustible sont charges, les assemblages de combustible comprenant des crayons de combustible comportant chacun des pastilles de combustible nucleaire et une gaine entourant les pastilles. La presente invention concerne egalement un systerne electronique de determination associe, et un programme d'ordinateur comportant des instructions logicielles qui, lorsqu'elles sont executees par un ordinateur, mettent en oeuvre un tel procede. L'invention s'applique, par exemple, aux reacteurs nucleaires a eau legere qu'ils soient a eau pressurisee ou a eau bouillante. Un grand nombre de ces reacteurs sont actuellement exploites dans le monde. II peut etre utile, notamment dans des pays comme la France 0E1 plus de 50% de l'electricite est produite par des reacteurs nucleaires, que la puissance globale fournie par ces reacteurs varie afin de s'adapter aux besoins du reseau electrique qu'ils alimentent. En particulier, it est souhaitable de pouvoir faire fonctionner les reacteurs nucleaires a une puissance intermediaire pendant une periode prolongee au cours de laquelle la demande du reseau est faible, typiquement de quelques jours a moins de 2 mois, avant de revenir a la puissance nominale. La puissance de fonctionnement est consideree comme une puissance intermediaire des lors qu'elle est inferieure a 92% de la puissance nominale. L'article "AREVA NP's PCI methodologies for PWR enhanced plant maneuverability' de L. Daniel et al, publie fin juin 2016, decrit un procede de determination de valeurs limites d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, ces valeurs limites etant associees a des seuils de protection. Ce procede comprend la determination d'un premier seuil de protection correspondant a une premiere valeur limite du parametre de fonctionnement respectif, pour un fonctionnement a une premiere puissance du reacteur, telle que la puissance nominale. En vue d'un fonctionnement prolonge a puissance intermediaire (FPPI) du reacteur, le procede comprend egalement la determination d'un deuxierne seuil de protection correspondant a une deuxierne valeur limite du parametre de fonctionnement 2 respectif, pour un fonctionnement a une deuxierne puissance du reacteur, telle que la puissance intermediaire associee au FPPI, c'est-a-dire une puissance plus faible que la puissance nominale, generalement exprimee sous forme d'un pourcentage de la puissance nominale, typiquement entre 10% et 92% de la puissance nominale. 5 Chaque seuil de protection, ou valeur limite associee du parametre de fonctionnement respectif, et en particulier la deuxierne valeur limite dudit parametre de fonctionnement, associee dans cet exemple au FPPI, est determine via le calcul d'une marge IPG (Interaction Pastille-Gaine), de sorte que la marge IPG reste positive malgre cette modification de la puissance du reacteur. 10 Dans certains cas, it peut etre necessaire de faire fonctionner un reacteur sur de fres longues periodes a faible puissance (FPPI extra-long), par exemple suite a une indisponibilite d'equipement ou a une fuite sur le circuit secondaire du recteur nucleaire, et de maniere generale suite a tout evenement conduisant a moins bien evacuer la chaleur et donc a devoir baisser la puissance du reacteur nucleaire. 15 L'objectif est d'exploiter le reacteur au mieux de ses capacites en poursuivant son fonctionnement a une puissance la plus elevee possible. Pour autant, une telle exploitation d'un reacteur nucleaire ne doit pas induire de probleme de sOrete, notamment en cas de transitoire de fonctionnement accidentel pouvant intervenir par exemple pendant le FPPI, ou peu de temps apres un retour en 20 puissance succedant a un fonctionnement prolonge a puissance intermediaire. Un but de l'invention est de resoudre ce probleme en fournissant un procede de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, permettant de mieux exploiter les capacites du reacteur, tout en 25 conservant un fonctionnement A cet effet, l'invention a pour objet un procede de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire comprenant un cceur dans lequel des assemblages de combustible sont charges, les assemblages de combustible comprenant des crayons de combustible comportant chacun 30 des pastilles de combustible nucleaire et une gaine entourant les pastilles, le procede etant mis en oeuvre par un systeme electronique de determination et comprenant les etapes suivantes : - determiner une premiere valeur limite d'un parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une premiere puissance du reacteur nucleaire ; - determiner une deuxierne valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une deuxierne puissance du reacteur nucleaire ; 3 le fonctionnement a Ia puissance la plus faible parmi la premiere puissance et la deuxierne puissance etant un fonctionnement prolonge pour une duree superieure ou egale a 8 heures sur une plage glissante de 24 heures ; dans lequel le procede comprend en outre l'etape suivante : 5 - determiner une troisierne valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une troisierne puissance du reacteur nucleaire, Ia troisierne puissance etant comprise entre Ia premiere puissance et Ia deuxierne puissance. Le procede de determination selon l'invention permet alors de determiner Ia valeur 10 limite du parametre de fonctionnement pour au moins un palier de puissance entre Ia premiere puissance et Ia deuxierne puissance. Chaque valeur limite determinee du parametre de fonctionnement est associee a un seuil de protection, chaque valeur limite correspondant en effet a un seuil a ne pas depasser afin d'assurer Ia protection du reacteur nucleaire, c'est-a-dire sa sOrete de fonctionnement. 15 Le fait de calculer au moins un tel palier de puissance avec determination de Ia valeur limite associee du parametre de fonctionnement et du seuil de protection associe, permet alors de mieux exploiter les capacites du reacteur. En effet, un tel palier de puissance permet d'ameliorer Ia gestion de Ia variation de Ia puissance avec une plus grande marge de securite et/ou une duree plus importante de 20 fonctionnement possible en FPPI, que ce soit lors d'une diminution de Ia puissance, de Ia puissance nominale jusqu'a la plus faible puissance associee au FPPI, c'est-a-dire en mode de deconditionnement thermomecanique des crayons de combustible, ou encore lors d'une remontee de la puissance, de la plus faible puissance associee au FPPI jusqu'a la puissance nominale, c'est-a-dire en mode de reconditionnement thermomecanique des 25 crayons de combustible. Chaque valeur limite du parametre de fonctionnement respectif, associee a un seuil de protection, est par exemple determinee via le calcul de la marge IPG, de telle sorte que la marge IPG reste positive malgre une modification de la puissance du reacteur. 30 Suivant d'autres aspects avantageux de l'invention, le procede de determination comprend une ou plusieurs des caracteristiques suivantes, prises isolement ou suivant toutes les combinaisons techniquement possibles : - le reacteur nucleaire est dans un mode de deconditionnement thermomecanique des crayons de combustible, et la premiere puissance est superieure a la deuxieme 35 puissance, 4 la premiere puissance etant de preference sensiblement egale a la puissance nominale du reacteur nucleaire, et la deuxierne puissance etant de preference sensiblement egale a une puissance cible pour un fonctionnement prolonge a puissance intermediaire du reacteur nucleaire ; 5 - le reacteur nucleaire est dans un mode de reconditionnement thermomecanique des crayons de combustible, et la premiere puissance est inferieure a la deuxierne puissance, la premiere puissance etant de preference sensiblement egale a une puissance cible pour un fonctionnement prolonge a puissance intermediaire du reacteur nucleaire, et 10 la deuxierne puissance etant de preference sensiblement egale a la puissance nominale du reacteur nucleaire ; - le parametre de fonctionnement est choisi parmi le groupe consistant en : un kart de temperature dans le cceur, une puissance lineique dans les crayons de combustible et une variation de flux neutronique dans le cceur ; 15 - chaque valeur limite du parametre de fonctionnement respectif est determinee via un calcul d'une marge IPG ; - le calcul de la marge IPG comprend les sous-etapes de : ii) simuler au moins un transitoire de fonctionnement du reacteur nucleaire, iii) calculer la valeur atteinte par une grandeur physique au cours du 20 transitoire de fonctionnement dans au moins une partie d'une gaine d'un crayon de combustible, et iv) determiner, en tant que marge IPG, l'ecart entre la valeur maximale atteinte par ladite valeur calculee a la sous-etape ii) au cours du transitoire et une limite technologique du crayon de combustible ; 25 - le transitoire simule a la sous-etape ii) est un transitoire choisi parmi le groupe consistant en : une augmentation excessive de charge, un retrait incontrole d'au moins un groupe de grappes de commande, une chute de l'une des grappes de commande, et une dilution incontrolee d'acide borique ; - la grandeur physique est choisie parmi le groupe consistant en : une contrainte 30 ou une fonction de contrainte(s) dans la gaine ; et une densite d'energie de deformation dans la gaine ; - le procede comprend en outre une etape consistant a faire fonctionner le reacteur nucleaire en verifiant que la valeur du parametre de fonctionnement est inferieure a la valeur limite respective du parametre de fonctionnement parmi les 35 premiere, deuxieme et troisieme valeurs limites pour le fonctionnement du reacteur 5 nucleaire a la puissance correspondante parmi les premiere, deuxierne et troisierne puissances ; - lors du fonctionnement du reacteur nucleaire, apres un deconditionnement thermomecanique suivi d'un reconditionnement thermomecanique des crayons de 5 combustible conduisant a un taux de combustion local des crayons de combustible, une duree minimale de fonctionnement du reacteur nucleaire a sa puissance nominale avant un nouveau deconditionnement thermomecanique des crayons de combustible est la duree correspondant a l'atteinte d'une marge IPG cible, la marge IPG cible correspondant, partant de la marge IPG existant avant le deconditionnement 10 thermomecanique des crayons de combustible, a la marge IPG qui aurait resulte d'un fonctionnement a puissance nominale du reacteur jusqu'a obtenir le meme taux de combustion local; et - chaque valeur limite du parametre de fonctionnement respectif est une valeur limite associee a un seuil de protection conduisant au declenchement d'un arret d'urgence 15 du reacteur et/ou d'une alarme. L'invention a egalement pour objet un programme d'ordinateur comportant des instructions logicielles qui, lorsqu'elles sont executees par un ordinateur, mettent en oeuvre un procede de determination tel que defini ci-dessus. L'invention a egalement pour objet un systeme electronique de determination d'au 20 moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire comprenant un cceur dans lequel des assemblages de combustible sont charges, les assemblages de combustible comprenant des crayons de combustible comportant chacun des pastilles de combustible nucleaire et une gaine entourant les pastilles, le systeme comprenant : 25 - un premier module de determination configure pour determiner une premiere valeur limite d'un parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une premiere puissance du reacteur nucleaire ; - un deuxierne module de determination configure pour determiner une deuxierne valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une 30 deuxierne puissance du reacteur nucleaire ; le fonctionnement a la puissance la plus faible parmi la premiere puissance et la deuxierne puissance etant un fonctionnement prolonge pour une duree superieure ou egale a 8 heures sur une plage glissante de 24 heures ; et - un troisierne module de determination configure pour determiner une troisierne 35 valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une 6 troisierne puissance du reacteur nucleaire, la troisierne puissance etant comprise entre la premiere puissance et la deuxierne puissance. Ces caracteristiques et avantages de ('invention apparaitront plus clairement a la 5 lecture de la description qui va suivre, donnee uniquement a titre d'exemple non limitatif, et faite en reference aux dessins annexes, sur lesquels : - la figure 1 est une vue schernatique illustrant un reacteur nucleaire a eau pressurisee ; - la figure 2 est une vue schernatique laterale d'un assemblage de combustible du 10 cceur du reacteur de la figure 1 ; - la figure 3 est une vue schernatique en coupe longitudinale d'un crayon de combustible de ('assemblage de la figure 2 ; - la figure 4 est un schema bloc d'un systeme electronique de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement du reacteur de la 15 figure 1 ; - la figure 5 est un organigramme du procede de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement du reacteur nucleaire, mis en oeuvre par le systeme electronique de la figure 4 ; - la figure 6 est une courbe illustrant la simulation d'une rampe de puissance pour 20 determiner une puissance a rupture pour calculer la marge IPG selon un exemple de realisation ; et - les figures 7 a 9 representent chacune un ensemble de courbes schernatiques d'evolution, en fonction du temps ecoule depuis le passage en fonctionnement prolonge a puissance intermediaire, de la puissance, de la marge IPG et du seuil de protection pour 25 differents exemples de deconditionnement et/ou reconditionnement thermornecanique de crayons de combustible. Dans la suite de la description, ('expression « sensiblement egal(e) a » definit une relation d'egalite a plus ou moins 10%, de preference a plus ou moins 5%. 30 Dans la suite de la description, le terme « duree » definit de maniere generale une periode de temps, ou periode temporelle, entre deux instants temporels, dont la valeur correspond alors a la difference entre ces deux instants temporels. Ainsi, une duree correspondant a un instant temporel (final) Tf decompte a partir d'un instant initial T,, correspondra a la difference entre ces deux instants temporels T,, Tf 35 c'est-a-dire Tf - T,, et sera egalement notee de cette maniere. 7 Sur la figure 1, un reacteur nucleaire 1, tel qu'un reacteur nucleaire a eau pressurisee, comprend comme connu en soi un cceur 2, un generateur de vapeur 3, une turbine 4 couplee a un generateur 5 d'energie electrique, et un condenseur 6. Le reacteur nucleaire 1 comprend un circuit primaire 8 equipe d'une pompe 9 et 5 dans lequel circule de l'eau sous pression, selon le trajet materialise par les fleches sur la figure 1. Cette eau remonte notamment au travers du cceur 2 pour y etre rechauffee en assurant la refrigeration du cceur 2. Le circuit primaire 8 comprend en outre un pressuriseur 10 permettant de mettre sous pression l'eau circulant dans le circuit primaire 8. 10 L'eau du circuit primaire 8 alimente egalement le generateur de vapeur 3 00 elle est refroidie en assurant la vaporisation d'eau circulant dans un circuit secondaire 12. La vapeur produite par le generateur de vapeur 3 est canalisee par le circuit secondaire 12 vers la turbine 4 puis vers le condenseur 6 00 cette vapeur est condensee par echange de chaleur indirect avec de l'eau de refroidissement circulant dans le 15 condenseur 6. Le circuit secondaire 12 comprend, en aval du condenseur 6, une pompe 13 et un rechauffeur 14. De maniere classique, le cceur 2 comprend des assemblages de combustible 16 qui sont charges dans une cuve 18 suivant un plan de chargement. Un seul assemblage 20 de combustible 16 est represents sur la figure 1, mais le cceur 2 comprend par exemple 157 assemblages de combustible 16. Le reacteur nucleaire 1 comprend des grappes de commande 20 qui sont disposees dans la cuve 18 au-dessus de certains assemblages de combustible 16. Une seule grappe de commande 20 est representee sur la figure 1, mais le cceur 2 comprend 25 par exemple une soixantaine de grappes de commande 20. Les grappes de commande 20 sont deplagables par des mecanismes 22 pour venir s'inserer dans les assemblages de combustible 16 qu'elles surplombent. Classiquement, chaque grappe de commande 20 comprend des crayons dont au moins certains comportent un materiau absorbant les neutrons. 30 Ainsi, le deplacement vertical de chaque grappe de commande 20 permet de regler la reactivite du reacteur nucleaire 1 et autorise des variations de la puissance globale P fournie par le cceur 2 depuis la puissance nulle jusqu'a la puissance nominale PN, en fonction de l'enfoncement des grappes de commande 20 dans les assemblages de combustible 16. 35 Certaines de ces grappes de commande 20 sont destinees a assurer la regulation du fonctionnement du cceur 2, par exemple en puissance ou en temperature, et sont 8 denommees grappes de reglage. D'autres sont destinees a l'arret du reacteur nucleaire 1 et sont denommees grappes d'arret. Les grappes de commande 20 sont reunies en groupes en fonction de leur nature et de leur destination. Par exemple pour les reacteurs de type 900 MWe CPY, ces 5 groupes sont denommes G1, G2, N1, N2, R, SA, SB, SC, SD. Les groupes G1, G2, N1 et N2, dits groupes de puissance, sont utilises en recouvrement pour Ia regulation en puissance et le groupe R est utilise pour Ia regulation en temperature. Les groupes SA, SB, SC et SD sont utilises pour realiser l'arret d'urgence du reacteur nucleaire 1. Comme illustre par Ia figure 2, chaque assemblage de combustible 16 comprend 10 de maniere classique un reseau de crayons de combustible 24 et un squelette 26 de support des crayons de combustible 24. Le squelette 26 comprend classiquement un embout inferieur 28, un embout superieur 30, un reseau de tubes-guides 31 reliant les deux embouts 28, 30 et destines a recevoir les crayons des grappes de commande 20 et a positionner des grilles 32 formant 15 entretoise pour positionner les reseaux de crayons de combustible 24 et de tubes-guides 31. Comme illustre par la figure 3, chaque crayon de combustible 24 comprend de maniere classique, une gaine 33 sous forme d'un tube ferme a son extremite inferieure par un bouchon inferieur 34 et a son extremite superieure par un bouchon superieur 35. 20 Le crayon de combustible 24 comprend une serie de pastilles 36 empilees dans la gaine 33 et prenant appui contre le bouchon inferieur 34. Un ressort de maintien 38 est dispose dans le trongon superieur de la gaine 33 pour prendre appui sur le bouchon superieur 35 et sur la pastille 36 superieure. Classiquement, les pastilles 36 sont a base de matiere fissile, par exemple 25 d'oxyde d'uranium, et la gaine 33 est en alliage de zirconium. Sur la figure 3, qui correspond a un crayon de combustible 24 tel qu'issu de fabrication, c'est-a-dire avant irradiation, il existe un jeu radial J entre les pastilles 36 et la gaine 33. Cela est illustre plus particulierement par la partie cerclee agrandie de la figure 3. 30 Lorsque le reacteur nucleaire 1 va fonctionner, par exemple a sa puissance nominale PN, le crayon de combustible 24 va etre, selon le terme employe dans la technique, conditionne. Le conditionnement se caracterise essentiellement par la fermeture du jeu J entre les pastilles 36 et la gaine 33, due au fluage de la gaine 33 et au gonflement des pastilles 35 36. 9 Plus specifiquement, on distingue, par exemple, les etapes suivantes pour chaque crayon de combustible 24 au cours de ('irradiation : 1) Sous l'effet de la difference de pression entre l'exterieur (eau du circuit primaire 8) et l'interieur du crayon de combustible 24, la gaine 33 se deforme progressivement, par 5 fluage, radialement vers l'interieur du crayon de combustible 24. Toutes choses egales par ailleurs, la vitesse de fluage de la gaine 33 est une caracteristique du materiau qui la constitue. Par ailleurs, les produits de fission, qui sont en majorite retenus dans la pastille 36, induisent un gonflement de la pastille 36. Durant cette phase, la sollicitation de la gaine 33 du point de vue des contraintes est uniquement le fait de la pression 10 differentielle existant entre l'exterieur et l'interieur du crayon de combustible 24. Les contraintes dans la gaine 33 sont des contraintes de compression (negatives par convention). 2) Le contact entre la pastille 36 et la gaine 33 s'amorce au bout d'un laps de temps qui depend essentiellement des conditions locales d'irradiation (puissance, flux 15 neutronique, temperature...) et du materiau de la gaine 33. En realite, le contact s'etablit de fagon progressive sur une periode qui debute par un contact mou suivi par l'etablissement d'un contact fort. L'augmentation de la pression de contact de la pastille 36 sur la face interne de la gaine 33 conduit a une inversion des contraintes dans la gaine 33 qui deviennent positives et tendent a solliciter la gaine 33 en traction. 20 3) Le gonflement de la pastille 36 se poursuit et la pastille 36 impose alors sa deformation a la gaine 33 vers l'exterieur du crayon de combustible 24. En regime permanent etabli, cette expansion est suffisamment lente pour que la relaxation du materiau de la gaine 33 permette un equilibre des efforts dans la gaine 33. Une analyse montre que, dans ces conditions, le niveau des contraintes en traction est modere 25 (quelques dizaines de MPa) et ne presente pas de risque vis-a-vis de l'integrite de la gaine 33. S'il n'y a pas de risque de rupture de la gaine 33 en regime permanent du fait de requilibre thermornecanique dans la gaine 33 a des niveaux de contraintes assez faibles, un risque apparait des que la puissance fournie par le crayon de combustible 24 varie 30 fortement. En effet, une augmentation de puissance engendre une augmentation de la temperature des pastilles 36 contenues dans le crayon de combustible 24 et par conductance thermique une augmentation de la temperature de la gaine 33 du crayon de combustible 24. Etant donnee la difference des caracteristiques mecaniques (coefficient 35 de dilatation thermique, module d'Young) et la difference de temperature entre la pastille 10 36 en matiere fissile et la gaine 33 en alliage de zirconium, la pastille 36 va se dilater davantage que la gaine 33 et imposer sa deformation a cette derniere. Par ailleurs un fonctionnement a puissance intermediaire durant plusieurs jours a pour effet de deconditionner les crayons de combustible 24. Pour les portions des crayons 5 de combustible 24 00 le contact entre la gaine 33 et les pastilles 36 n'est pas etabli, le jeu radial J s'agrandit. En ce qui concerne les portions des crayons de combustible 24 00 le jeu J etait ferme, le jeu J peut se rouvrir. En cas de jeu J ouvert, le fluage en compression de la gaine 33 par effet de pression reprend. II en resulte une augmentation des niveaux de contraintes dans la gaine 33 quand survient un transitoire accidentel d'augmentation 10 locale de puissance. Par ailleurs, la presence dans l'espace entre la gaine 33 et la pastille 36 de produits de fission corrosifs, tels que l'iode, cite des conditions favorisant la corrosion sous contrainte. Ainsi, la deformation imposee par la pastille 36 a la gaine 33 lors d'un transitoire accidentel d'augmentation locale de puissance peut provoquer une rupture de 15 la gaine 33 par corrosion sous contrainte par l'iode en situation d'interaction pastille-gaine (IPG). Or, une telle rupture de la gaine 33 n'est pas admissible pour des raisons de sOrete puisqu'elle pourrait resulter en la liberation de produits de fission dans le circuit primaire 8. 20 Des transitoires de puissance peuvent se produire lors d'un fonctionnement normal du reacteur nucleaire 1, c'est-a-dire dans les situations dites de categorie 1. En effet, des variations de puissance peuvent etre necessaires notamment pour s'adapter aux besoins en energie electrique du reseau electrique que le generateur 5 alimente. Des transitoires de puissance peuvent egalement se produire dans les situations accidentelles 25 dites de categorie 2, comme ('augmentation excessive de charge, le retrait incontrole de groupe(s) de grappes de commande 20 en puissance, la dilution d'acide borique ou encore la chute de grappes de commande 20 non detectee. Partant de l'etat du bilan des marges obtenu en fonctionnement normal, la duree acceptable de fonctionnement a puissance intermediaire est determinee de facon a 30 garantir la non-rupture par interaction pastille-gaine des gaines 33 presentes dans le cceur 2 en cas de transitoire de puissance de categorie 2, egalement appele transitoire de puissance de classe 2. Pour garantir l'integrite des crayons de combustible 24 vis-a-vis de ('interaction pastille-gaine, l'invention propose de determiner une premiere valeur limite d'un 35 parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une premiere puissance P1 du reacteur, une deuxieme valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif 11 pour un fonctionnement a une deuxierne puissance P2 du reacteur, ainsi qu'une troisierne valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une troisierne puissance P3 du reacteur, comprise entre la premiere puissance P1 et la deuxierne puissance P2. 5 Chaque valeur limite du parametre de fonctionnement respectif est de preference determinee via le calcul d'une marge vis-a-vis du risque de rupture d'une gaine 33 par interaction pastille-gaine (IPG), cette marge etant appelee marge IPG. Chaque marge IPG est un ecart relatif a une grandeur caracteristique du reacteur nucleaire 1, c'est-a-dire un delta de ladite grandeur caracteristique du reacteur nucleaire 10 1, cet kart provenant de la prise en compte du risque de rupture des gaines 33 par ('interaction pastille-gaine. Chaque marge IPG est, par exemple, choisie parmi le groupe consistant en : une marge en puissance et une marge en une grandeur thermomecanique associee a la gaine 33. La grandeur caracteristique du reacteur nucleaire 1, dont un kart, ou un delta, est 15 determine pour calculer la marge IPG est alors la puissance locale ou la grandeur thermomecanique associee a la gaine 33. En complement facultatif, la marge IPG est ensuite convertie en une autre grandeur, par exemple en une duree de fonctionnement du reacteur nucleaire 1 a une puissance intermediaire. L'homme du métier comprendra que pour une marge IPG negative, plus la valeur 20 absolue de la marge IPG est faible, plus la probabilite de rupture d'une gaine 33 est faible et que des que la marge IPG devient nulle ou positive, la probabilite de rupture d'une gaine 33 est nulle. Pour determiner les premiere, deuxierne et troisierne valeurs limites du parametre de fonctionnement respectif, on utilise, par exemple, un systeme electronique 40, en 25 particulier un systeme informatique, de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement du reacteur nucleaire 1, tel que celui represents a la figure 4. Le systeme de determination 40 comprend un premier module de determination 42 configure pour determiner la premiere valeur limite d'un parametre de fonctionnement 30 respectif pour un fonctionnement a la premiere puissance P1 du reacteur. Le systeme de determination 40 comprend un deuxierne module de determination 44 configure pour determiner la deuxierne valeur limite du parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a la deuxierne puissance P2 du reacteur. Le fonctionnement a la puissance la plus faible parmi la premiere puissance P1 et 35 la deuxierne puissance P2 est un fonctionnement prolongs pour une duree superieure ou egale a, par exemple, 8 heures sur une plage glissante de 24 heures, egalement appele 12 FPPI pour fonctionnement prolonge a puissance intermediaire. La duree du fonctionnement prolonge a puissance intermediaire peut atteindre plusieurs jours voire plusieurs semaines ou meme plusieurs mois. Le systeme de determination 40 comprend un troisierne module de determination 5 46 configure pour determiner la troisierne valeur limite du parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a la troisierne puissance P3 du reacteur, la troisierne puissance P3 etant comprise entre la premiere puissance P1 et la deuxierne puissance P2. Dans l'exemple de la figure 4, le systeme de determination 40 comprend une unite 10 de traitement d'informations 50, formee par exemple d'une memoire 52 et d'un processeur 54 associe a la memoire 52. II comprend en outre dans cet exemple des moyens d'entree/sortie 56 et eventuellement un ecran d'affichage 58. Dans l'exemple de la figure 4, le premier module de determination 42, le deuxierne module de determination 44 et le troisierne module de determination 46 sont realises 15 chacun sous forme d'un logiciel executable par le processeur 54. La memoire 52 de ('unite de traitement d'informations 50 est alors apte a stocker un premier logiciel de determination configure pour determiner la premiere valeur limite du parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement du reacteur nucleaire 1 a la premiere puissance P1, un deuxierne logiciel de determination configure pour determiner la 20 deuxierne valeur limite dudit parametre de fonctionnement pour un fonctionnement du reacteur nucleaire 1 a la deuxierne puissance P2, et un troisierne logiciel de determination configure pour determiner la troisierne valeur limite dudit parametre de fonctionnement pour un fonctionnement du reacteur nucleaire 1 a la troisierne puissance P3. Le processeur 54 de ('unite de traitement d'informations 50 est alors apte a executer le 25 premier logiciel de determination, le deuxierne logiciel de determination et le troisierne logiciel de determination. En variante non representee, le premier module de determination 42, le deuxierne module de determination 44 et le troisierne module de determination 46 sont realises chacun sous forme d'un composant logique programmable, tel qu'un FPGA (de l'anglais 30 Field Programmable Gate Array), ou encore sous forme d'un circuit integre dedie, tel qu'un ASIC (de l'anglais Application Specific Integrated Circuit). Chaque module de determination 42, 44, 46 est configure pour determiner la valeur limite respective du parametre de fonctionnement via le calcul d'une marge IPG, notamment de maniere a ce que la marge IPG reste toujours positive, notamment suite a 35 une modification de la puissance du reacteur. Chaque module de determination 42, 44, 46 est par exemple configure pour determiner chaque valeur limite respective du parametre 13 de fonctionnement, associee a un seuil de protection, en calculant pour la puissance correspondante du reacteur la valeur dudit parametre correspondant a une valeur predefinie de la marge IPG. Cette valeur predefinie de la marge IPG est positive, tout en etant relativement proche de zero, voire nulle, pour permettre un fonctionnement prolonge 5 a ladite puissance correspondante du reacteur. Cette valeur predefinie de la marge IPG est par exemple sensiblement egale a 0,05 MPa lorsque la marge IPG est exprimee sous forme d'une densite d'energie de deformation et obtenue, le cas echeant, a partir d'une methodologie dite MIR, correspondant a une premiere methodologie de calcul de la marge IPG, decrite ci-apres. En variante, cette valeur predefinie de la marge IPG est 10 sensiblement egale a 5 W/cm lorsque la marge IPG est exprimee sous forme d'une puissance a rupture et obtenue, le cas echeant, a partir d'une methodologie dite de puissance a rupture, correspondant a une deuxierne methodologie de calcul de la marge IPG, decrite par la suite. L'homme du métier comprendra en outre que chacune des valeurs predefinies de la marge IPG est convertissable en une marge en duree autorisee 15 de FPPI, par exemple sensiblement egale a 5 jours dans le cas des exemples ci-avant. Le parametre de fonctionnement est par exemple choisi parmi le groupe consistant en : un kart de temperature AT dans le cceur 2, une puissance lineique dans les crayons de combustible 24 et une variation de flux neutronique dans le temps dcp/dt dans le cceur 2. 20 Le parametre de fonctionnement pris en compte depend par exemple du type de systerne de protection du reacteur (par exemple analogique/numerique) et du transitoire accidentel concerne. A titre d'exemple, un accident de refroidissement va correspondre au parametre AT, une chute de l'une des grappes de commande au parametre cl(1)/dt, etc. Chaque module de determination 42, 44, 46 est alors configure pour calculer ladite 25 marge IPG, par exemple suivant une premiere methodologie, telle que la methodologie appelee MIR pour Methodologie IPG Renovee, decrite par exemple dans le document EP 1 556 870 B1. Chaque module de determination 42, 44, 46 est, selon cet exemple, configure pour simuler au moins un transitoire de fonctionnement du reacteur nucleaire 1, pour calculer 30 la valeur atteinte par une grandeur physique G au cours du transitoire de fonctionnement dans au moins une portion d'une gaine 33 d'un crayon de combustible 24, et pour determiner, en tant que marge IPG l'ecart entre la valeur maximale atteinte par ladite valeur calculee au cours du transitoire et une limite technologique du crayon de combustible 24. Dans cette methodologie, les calculs neutroniques (simulation du 35 transitoire de puissance) et thermornecaniques (calcul d'une grandeur physique G dans la gaine 33) sont couples. 14 La grandeur physique G est par exemple la contrainte circonferentielle 0e ou la contrainte radiale ar dans la gaine 33. En variante, la grandeur physique G est une fonction de contrainte(s), par exemple de la difference entre par exemple la contrainte circonferentielle 0e et la contrainte radiale Or. En variante encore, la grandeur physique G 5 est la densite d'energie de deformation DED dans la gaine 33. Le transitoire simule par le module de determination 42, 44, 46 est de preference un transitoire choisi parmi le groupe consistant en : - une augmentation excessive de charge, - un retrait incontrole d'au moins un groupe de grappes de commande 20, 10 - une chute de l'une des grappes de commande 20, et - une dilution incontrolee d'acide borique. L'augmentation excessive de charge correspond a une augmentation rapide du debit de vapeur dans le generateur de vapeur 3. Une telle augmentation entraine un desequilibre entre la puissance thermique du cceur 2 et la charge du generateur de 15 vapeur 3. Ce desequilibre conduit a un refroidissement du circuit primaire 8. Du fait de l'effet moderateur et/ou de la regulation de la temperature moyenne dans le cceur 2 par les grappes de commande 20, la reactivite, et donc le flux neutronique, augmentent dans le cceur 2. Ainsi, la puissance globale P fournie par le cceur 2 augmente rapidement. Le retrait incontrole de groupes de grappes de commande 20 alors que le reacteur 20 fonctionne provoque une augmentation incontrolee de la reactivite. II en resulte une augmentation rapide de la puissance nucleaire globale P et du flux de chaleur dans le cceur 2. Jusqu'a l'ouverture d'une vanne de decharge ou d'une soupape de sOrete du circuit secondaire 12, l'extraction de chaleur dans le generateur de vapeur 3 augmente moins vite que la puissance degagee dans le circuit primaire 8. II en resulte un 25 accroissement de la temperature et de la pression de l'eau du circuit primaire 8. Pour simuler ce transitoire, on suppose un retrait des groupes de puissance a la vitesse maximale, par exemple de 72 pas/mn sur certains types de reacteurs a eau pressurisee, jusqu'a l'extraction totale des grappes de commande 20 concernees. Si une ou plusieurs des grappes de commande 20 chute(nt) dans le cceur 2, it en 30 resulte une reduction immediate de la reactivite et de la puissance globale P dans le cceur 2. En ('absence d'action protectrice, le desequilibre ainsi induit entre le circuit primaire 8 et le circuit secondaire 12 entraine une diminution de la temperature d'entree de l'eau dans le cceur 2, ainsi qu'une augmentation de la puissance neutronique par les contrereactions, par exemple par effet Doppler, et la regulation de temperature, jusqu'a l'atteinte 35 d'un nouvel equilibre entre le circuit primaire 8 et le circuit secondaire 12. La presence dans le cceur 2 du reacteur nucleaire 1 de la ou des grappes de commande 20 ayant 15 chute provoque une deformation de la distribution radiale de puissance, tandis que le retrait du groupe de regulation conduit a une modification axiale de la puissance. La dilution incontrolee d'acide borique consiste en une diminution de la concentration en bore de l'eau du circuit primaire 8 du reacteur nucleaire 1 due a une 5 defaillance d'un systeme du reacteur nucleaire 1. Elle provoque une insertion de reactivite qui conduit a un accroissement local de la puissance lineique dans le cceur 2. La limite technologique d'un crayon de combustible 24 est etablie a partir des valeurs atteintes par la grandeur physique G dans des gaines lors de rampes de puissance experimentales, realisees en reacteur d'essais, sur des trongons de crayons de 10 combustible representatifs des crayons de combustible 24 et prealablement irradies en reacteur nucleaire de puissance et presentant differents taux de combustion. La limite technologique de la grandeur physique G correspond a la valeur minimale de la grandeur physique G parmi les valeurs atteintes au cours des essais experimentaux. En delta de cette limite, aucune rupture de crayon de combustible 24 par interaction pastille-gaine 15 n'est envisagee. Au-dela, la probabilite d'une rupture de gaine 33 par interaction pastille- gaine n'est pas nulle. En variante, chaque module de determination 42, 44, 46 est configure pour calculer ladite marge IPG suivant une deuxierne methodologie distincte de la premiere methodologie, telle que la methodologie appelee methodologie de puissance a rupture, 20 aussi notee methodologie Prupt- Selon cette variante, chaque module de determination 42, 44, 46 est, pour chaque assemblage de combustible 16, configure pour simuler une evolution du fonctionnement du reacteur nucleaire 1 en appliquant a chaque crayon de combustible 24 une rampe de puissance nucleaire depuis la puissance nulle, afin de calculer les valeurs atteintes par 25 une grandeur physique G localement dans chaque gaine 33 de chaque crayon de combustible 24 present dans le cceur 2 et pour determiner le cas echeant une puissance a rupture locale egale a la puissance associee a la valeur locale de la grandeur physique G lorsque cette valeur atteint la limite technologique. En cas de non-atteinte de la limite technologique, la puissance a rupture locale au point considers est infinie. Dans cette 30 deuxierne methodologie, la rampe de puissance simulee est une rampe theorique, independante des etudes neutroniques, et les calculs thermomecaniques sont alors decouples des calculs neutroniques Selon cette variante, dans l'exemple de la figure 6, apres un palier A a puissance sensiblement constante, une rampe de puissance B depuis la puissance nulle est 35 appliquee chaque maille axiale de chaque crayon de combustible 24. Dans l'exemple de la figure 6, la rampe de puissance B est une rampe de puissance lineique, et la grandeur 16 physique G est la densite d'energie de deformation DED dans la gaine 33, la puissance a rupture P - lin rupt correspondant alors a la densite d'energie de deformation maximale DEDmAx, c'est-a-dire a la valeur de la densite d'energie de deformation atteinte lors de la rupture de la gaine 33. 5 La puissance maximale estimee est, par exemple, une enveloppe de puissance en tout point du cceur 2 et tenant compte de tous les transitoires limitants. Cette puissance maximale estimee tient notamment compte des transitoires de puissance susceptibles de se produire dans les situations accidentelles dites de categorie 2. L'homme du métier comprendra alors que, dans l'exemple decrit ci-dessus, 10 chaque module de determination 42, 44, 46 est configure pour calculer une marge IPG indifferemment suivant la premiere methodologie, dite methodologie IPG renovee, ou suivant la deuxieme methodologie, dite methodologie de puissance a rupture. L'homme du métier comprendra en outre que pour la determination des premiere, deuxieme et troisieme valeurs limites successives pour un parametre de fonctionnement 15 respectif, les premier, deuxieme et troisieme modules de determination 42, 44, 46 sont de preference configures pour calculer la marge IPG correspondante suivant une meme methodologie parmi la premiere methodologie et la deuxieme methodologie. L'homme du métier comprendra en outre que les premier, deuxieme et troisieme modules de determination 42, 44, 46 sont de preference realises sous forme d'un unique 20 module de determination configure pour calculer chacune des premiere, deuxieme et troisieme valeurs limites successives pour le parametre de fonctionnement respectif. Selon cet exemple de realisation preferentiel, cet unique module de determination est realise sous forme d'un logiciel executable par le processeur 54, ou encore sous forme d'un composant logique programmable, tel qu'un FPGA, ou encore sous forme d'un circuit 25 integre dedie, tel qu'un ASIC. En complement, le systeme de determination 40 selon ('invention est configure pour prendre en compte une marge IPG cible M1 apres un deconditionnement thermomecanique suivi d'un reconditionnement thermomecanique des crayons de combustible 24 inferieure a la marge IPG Mo prise en compte avant le deconditionnement 30 thermomecanique des crayons de combustible 24, comme represents sur les figures 8 et 9 0E1 M1 REVENDICATIONS1. Procede de determination d'au moins une valeur limite (ATmax) Plinmax) (dVdt)max) d'au moins un parametre de fonctionnement (AT, Pin, di:1)/dt) d'un reacteur nucleaire (1) comprenant un cceur (2) dans lequel des assemblages de combustible (16) sont charges, les assemblages de combustible (16) comprenant des crayons de combustible (24) comportant chacun des pastilles (36) de combustible nucleaire et une gaine (33) entourant les pastilles (36), le procede etant mis en oeuvre par un systeme electronique de determination (40) et comprenant les etapes suivantes - determiner (100) une premiere valeur limite d'un parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une premiere puissance (P1) du reacteur nucleaire (1) ; - determiner (110) une deuxieme valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une deuxieme puissance (P2) du reacteur nucleaire (1) ; le fonctionnement a la puissance la plus faible parmi la premiere puissance (P1) et la deuxieme puissance (P2) etant un fonctionnement prolonge pour une duree superieure ou egale a 8 heures sur une plage glissante de 24 heures ; caracterise en ce que le procede comprend en outre l'etape suivante - determiner (120) une troisieme valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une troisieme puissance (P3) du reacteur nucleaire (1), la troisieme puissance (P3) etant comprise entre la premiere puissance (P1) et la deuxieme puissance (P2). 2. Procede selon la revendication 1, dans lequel le reacteur nucleaire (1) est dans un mode de deconditionnement thermomecanique des crayons de combustible (24), et la premiere puissance (P1) est superieure a la deuxieme puissance (P2), la premiere puissance (P1) etant de preference sensiblement egale a la puissance nominale (PN) du reacteur nucleaire (1), et la deuxieme puissance (P2) etant de preference sensiblement egale a une puissance cible pour un fonctionnement prolonge a puissance intermediaire du reacteur nucleaire (1). 3. Procede selon la revendication 1, dans lequel le reacteur nucleaire (1) est dans un mode de reconditionnement thermomecanique des crayons de combustible (24), et la premiere puissance (P1) est inferieure a la deuxieme puissance (P2), 24 la premiere puissance (P1) etant de preference sensiblement egale a une puissance cible pour un fonctionnement prolonge a puissance intermediaire du reacteur nucleaire (1), et la deuxierne puissance (P2) etant de preference sensiblement egale a la puissance nominale (PN) du reacteur nucleaire (1). 4. Prockle selon l'une quelconque des revendications precedentes, dans lequel le parametre de fonctionnement est choisi parmi le groupe consistant en : un kart de temperature (AT) dans le cceur (2), une puissance lineique (P1,n) dans les crayons de combustible (24) et une variation de flux neutronique (c1(1)/dt) dans le cceur (2). 5. Prockle selon l'une quelconque des revendications precedentes, dans lequel chaque valeur limite du parametre de fonctionnement respectif est determinee via un calcul d'une marge IPG. 15 6. Prockle selon la revendication 5, dans lequel le calcul de la marge IPG comprend les sous-etapes de : ii) simuler au moins un transitoire de fonctionnement du reacteur nucleaire (1), iii) calculer la valeur atteinte par une grandeur physique (G) au cours du transitoire de fonctionnement dans au moins une partie d'une gaine (33) d'un crayon de combustible 20 (24), et iv) determiner, en tant que marge IPG, l'ecart entre la valeur maximale atteinte par ladite valeur calculee a la sous-etape ii) au cours du transitoire et une limite technologique du crayon de combustible (24). 25 7. Prockle selon la revendication 6, dans lequel le transitoire simule a la sous- etape ii) est un transitoire choisi parmi le groupe consistant en : - une augmentation excessive de charge, - un retrait incontrole d'au moins un groupe de grappes de commande (20), - une chute de l'une des grappes de commande (20), et 30 - une dilution incontrolee d'acide borique. 8. Prockle selon la revendication 6 ou 7, dans lequel la grandeur physique (G) est choisie parmi le groupe consistant en : - une contrainte ou une fonction de contrainte(s) dans la gaine (33) ; et 35 - une densite d'energie de deformation dans la gaine (33). 5 10 25 9. Procede selon l'une quelconque des revendications precedentes, dans lequel le procede cornprend en outre : - faire fonctionner le reacteur nucleaire (1) en verifiant que la valeur du parametre de fonctionnement (AT, Pin, P) est inferieure a la valeur limite respective du parametre de 5 fonctionnement parmi les premiere, deuxierne et troisierne valeurs limites pour le fonctionnement du reacteur nucleaire (1) a la puissance correspondante parmi les premiere, deuxierne et troisierne puissances (P1, P2, P3). 10. Procede selon la revendication 9, dans lequel, lors du fonctionnement du 10 reacteur nucleaire (1), apres un deconditionnement thermornecanique suivi d'un reconditionnement thermornecanique des crayons de combustible (24) conduisant a un taux de combustion local des crayons de combustible(24), une duree minimale (DM-R1 ; DM-R2) de fonctionnement du reacteur nucleaire (1) a sa puissance nominale (PN) avant un nouveau deconditionnement thermornecanique des crayons de combustible (24) est la 15 duree correspondant a l'atteinte d'une marge IPG cible (MO, la marge IPG cible (M1) correspondant, partant de la marge IPG (M0) existant avant le deconditionnement thermornecanique des crayons de combustible (24), a la marge IPG qui aurait resulte d'un fonctionnement a puissance nominale du reacteur (1) jusqu'a obtenir le merne taux de combustion local. 20 11. Programme d'ordinateur comportant des instructions logicielles qui, lorsqu'elles sont executees par un ordinateur, mettent en oeuvre un procede selon l'une quelconque des revendications precedentes. 25 12. Systeme electronique de determination d'au moins une valeur limite (ATMAX, PlinMAX, (CIVOMAX) d'au moins un parametre de fonctionnement (AT, Pin, dcP/dt) d'un reacteur nucleaire (1) comprenant un cceur (2) dans lequel des assemblages de combustible (16) sont charges, les assemblages de combustible (16) comprenant des crayons de combustible (24) comportant chacun des pastilles (36) de combustible 30 nucleaire et une gaine (33) entourant les pastilles (36), le systerne (40) comprenant : - un premier module de determination (42) configure pour determiner une premiere valeur limite d'un parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une premiere puissance (P1) du reacteur nucleaire (1) ; 26 - un deuxierne module de determination (44) configure pour determiner une deuxierne valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif pour un fonctionnement a une deuxierne puissance (P2) du reacteur nucleaire (1) ; le fonctionnement a la puissance la plus faible parmi la premiere puissance (P1) et 5 la deuxierne puissance (P2) etant un fonctionnement prolonge pour une duree superieure ou egale a 8 heures sur une plage glissante de 24 heures ; caracterise en ce qu'il comprend en outre : - un troisierne module de determination (46) configure pour determiner une troisierne valeur limite dudit parametre de fonctionnement respectif pour un 10 fonctionnement a une troisierne puissance (P3) du reacteur nucleaire (1), la troisierne puissance (P3) etant comprise entre la premiere puissance (P1) et la deuxierne puissance (P2).