FR 2372495 A1 19780623 FR 7735093 A 19771122 La présente invention se rapporte à un procédé de détermination de la répartition de puissance dans un réacteur nucléaire comportant un coeur de réacteur se composant d'éléments combustibles longitudinaux, ce coeur étant parcouru en direction longitudinale des éléments combustibles par un réfrigérant dont l'échauffement est déterminé à l'aide de dispositifs de mesure de température et est utilisé à la correction du signal de sondes de mesure de flux neutronique, lesdites sondes étant réparties sur la longueur de élément combustible, dans ce dernier. Les signaux de mesure des dispositifs de mesure de température sont prévus pour fournir des renseignements sur la répartition de puissance azimutale et radiale. La correction précitée peut se faire, d'après la demande de brevet allemande P 25 15 712.4 à laide de thermo-éléments régulièrement répartis-sur la section du coeur du réacteur dans ses zones supérieure et inférieure. Par contre, les- sondes de mesure de flux neutronique ne sont disposées, pour obtenir une construction particulièrement fiable , qu'en peu d'endroits, en particulier à l'extérieur du coeur du réacteur, là où on dispose de suffisamment de place. Par contre, la présente invention se propose de déterminer la répartition de puissance de façon plus précise qutauparavant sans que pour autant la mesure du flux neutronique conduise à une forte dépense pour ce qui est du nombre et/ou de la fréquence des pannes des sondes de mesure de flux neutronique. En outre, la présente invention se propose d'assurer la fiabilité de la mesure en rendant inopdrantesles sondes de mesure défaillantes fournissant un signal erroné. Selon le procédé de détermination de la répartition de puissance conformc à la présente invention, on détermine de façon redondante l'échauffement en un endroit disposé à proximité immédiate des sondes de mesure de flux neutronique, et on traite l'information résultante, on forme l'intégrale des valeurs de mesure fournies par les sondes de mesure de flux neutronique sur la longueur de l'élément combustible, on compare la valeur traitée de l'échauffement à l'intégral, et on utilise la différence entre la valeur intégrale et la valeur traitée de l'échauffement pour inhiber le signal d'une sonde de flux de mesure neutronique lors du dépassement d'un seuil. Ainsi, la mesure redondante de température sert de base à la surveillance fiable des sondes de mesure de flux neutronique qui, à leur tour, sont disposées spatialement en rapport si étroit avec les dispositifs de mesure de température que l'on obtient une association directe. La précision de la mesure de la répartition de puissance ne repose donc pas sur une multiplication de sondes de mesure de flux neutronique, mais sur l'addition de dispositifs de mesure de température et sur la mise en oeuvre correspondante de moyens de calcul. A partir des mesures de température, on peut inhiber, en cas de résultats de mesure faux, les signaux de toutes les sondes de mesure de flux neutronique réparties dans un élément combustible. Cependant, on peut également, le cas échéant, discrimer des sondes défectueuses parmi les sondes réparties sur la longueur axiale du coeur du réacteur, ce qui fait que la mesure de la répartition de puissance dans le coeur du réacteur n'est que très peu influencée par la mise hors service de sondes individuelles. On peut avantageusement mettre en oeuvre le procédé de la présente invention en procédant à la correction du signal dtune sonde de mesure de flux neutronique dépendant de la valeur de la différence dans le cas de différences inférieures au seuil. On peut introduire la correction du signal, de façon identique ou de façon différenciée, à toutes les sondes réparties axialement d'un élément combustible,l'étagement étant déterminé de façon empirique ou d'après des valeurs d'échauffement. On peut appliquer le procédé conforme à la présente invention à un réacteur nucléaire dont le coeur se compose éléments combustibles longitudinaux et ayant une longueur axiale correspondant à la longueur desdits éléments combustibles, et une section sensiblement circulaire, et comportant un dispositif de mesure pour la répartition locale de la puissance du réacteur comprenant des sondes de mesure de flux neutronique réparties axialement dans un élément combustible, et des appareils de mesure de température complémentaires, de préférence des thermo-couples, pour la détermination de l'échauffement dtun réfrigérant parcourant le coeur du réacteur en direction longitudinale des éléments combustibles. Selon une autre caractéristique de la présente invention ce coeur de réacteur est réàlisé de telle façon que plus ieurs appareils de mesure de température soient disposés de façon redondante à la sortie dtun élément combustible et reliés à un circuit de traitement, que les sondes de mesure de flux neutronique soient reliées à un circuit intégrateur, que le circuit intégrateur et le circuit de traitement soient reliés à un élément de sommation auquel est également relié un dispositif de mesure de température pour la mesure de la température d'entrée du réfrigérant, et que élément de sommation soit relié, d'une part directement,et autre part, via un circuit de commutation en fonction d'un seuil, à un élément de correction associé aux sorties des sondes de mesure de flux neutronique. L'élément de commutation peut autre relié à un dispositif de signalisation signalant qu'un seuil est atteint. En plus de cette ponction, ou à la place d'elle, l'élément de commutation peut également bloquer dans l'élément de correction la sortie de quelques-unes ou de toutes les sondes de mesure de flux neutronique. La présente invention sera mieux comprise à l'aide de la description détaillée d'un modede réalisation pris comme exemple non limitatif et illustré de façon très schématique dans la figure unique du dessin annexé. On a symbolisé le coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression connu en soi, par exempledkne puissance de 1300 MWe, par un seul élément combustible 1 ayant une section quadratique de 23 cm de côté et une longueur totale d'environ 4,5 m > cet élément combustible étant parcouru, dans la direction de la flèche 2 > de bas en haut, de façon normale à débit constant, par l'eau sous pression servant au refroidissement. L'élément combustible 1- comporte plusieurs, par exemple 6, sondes 3 de mesure de flux neutronique régulièrement réparties sur sa longueur, dont les conducteurs de sortie sont référencés 4. De façon avantageuse, on peut utiliser des détecteurs n, de construction connue. Dans la tête 5 de l'élément combustible, on dispose 3 thermo-couples 6 en tant que dispositif de mesure de température, selon une disposition redondante, c'est-à-dire de telle façon que les irrégularités locales, admissibles à l'intérieur de la section de l'élément combustible, ne soient pas mesurées par ces éléments. Les sorties des thermo-couples 6 sont reliées à un dispositif de traitement 7 qui peut être, dans le cas des 3 thermo couples 6 représentés sur le dessin, un dispositif de sélection 2 parmi 3 de type connu en soi. Ainsi, on obtient une valeur de température fiable qui est envoyée, via une conduite 8, à un élément de sommation 9. L'élément de sommation 9 reçoit également, par un conducteur 10, depuis des thermo-couples non représentés, la température d'entrée du rérrigérant à l'extrémité inférieure de l'élément combustible. Au lieu de cette température d'entrée, on peut également utiliser, en tant que valeur de référence, une valeur de température de réfrigérant inférieure, se présentant à l'extérieur du coeur du réacteur, dans la boucle de réfrigérant. Ainsi, on obtent, à laide de la formation de différence, symbolisée par le signe indiqué surle dessin, l'écart d'échauffement caractéristique de la puissance calorique de l'élément combustible, pour la partie du réfrigérant primaire parcourant l'élément combustible 1. L'élément sommateur 9 peut être réalisé en circuit intégré semi-conducteur. On relie aux conducteurs de sortie 4 des détecteurs de îlux neutronique 3 un circuit intégrateur 12 réalisé, de façon connue en soi, en composants électroniques, par exemple en circuits intégrés. Le circuit intégrateur 12 forme, à partir des valeurs fournies par les sondes 3 de mesure de flux neutronique, valeurs significatives de la puissance locale, l'intégrale de ltévolution de puissance le long de l'élément combustible 1, ceteintégraledevant correspondre au tranfert de puissance par échauffement vers le réfrigérant. C'est pourquoi cette puissance peut être comparée à une valeur déterminée dans élément sommateir 9 relié au circuit intégrateur 12 via un conducteur 13. La différence entre la valeur de puissance, déterminée par les thermo-couples 6, et la valeur de puissance fournie par les détecteurs de flux neutronique 3 est disponible sur le conducteur de sortie 14 de l'élément sommateur 9. Cette différence est envoyée d'abord à un élément de commutation 15 ayant une caractéristique de seuil telle que représentée,qui peut par exemple correspondre à des écarts de + 2 - 5fui. On relie à l'élément de commutation 15 des éléments correcteurs 16 qui sont également directement reliés aux détecteurs 3 de répartition de puissance via leurs conducteurs de sortie 4. pn outre, les éléments correcteurs 16 sont directement reliés, via un conducteur 18, au conducteur de sortie 14 de l'élément sommateur 9. Les éléments correcteurs 16 fournissent sur leurs conducteurs de sortie 19 les signaux utiles désirés de densité de puissance, c'est-à-dire de répartition de puissance le long de l'élément combustible I. Lors du fonctionnement normal du réacteur, la différence des valeurs de puissance, déterminée dans l'élément sommatc-ur 9, est utilisée pour la correction des signaux des différentes sondes 3 de mesure de flux neutronique réparties sur la longueur de l'élément combustible 1, tant que la différence se trouve en-dessous d'une limite déterminée par l'élément de ciimniiC.iticn 15. Dans le mode de réalisation décrit, il s'agit de la même valeur limite pour tous les éléments correcteurs 16. Dès que ltécart de puissance dépasse cette valeur de par exemple 10 % > la mesure de flux neutronique est totalement inhibée par biocage des conducteurs de mesure dans les éléments correcteurs 16. De cette façon, aucune fausse mesure ne peut influencer de façon erronée, par exemple des dispositifs de protection, des dispasitifs de surveillance ou similaires, reliés aux conducteurs de sortie 19. Dans l'exemple de réalisation décrit ci-dessus, on relie à ltélément de commutation 15 un dispositif de signalisation 20. Ce dispositif informe le personnel de surveillance de l'apparition de discordances dans la mesure de puissance, afin que l'on procède le plus rapidement possible à des réparations. RSXENDIGATIONS 1. Procédé de détermination de la répartition de puissance dans un réacteur nucléaire comportant un coeur se composant d'éléments combustibles longitudinaux et parcouru par un réfrigérant en direction longitudinale des éléments combustibles, dont l'échauffement est déterminé à l'aide de dispositifs de mesure de température et est utilisé à la correction du signal fourni par des sondes de mesure de flux neutronique régulièrement réparties dans l'élément combustible sur sa longueur, caractérisé par le fait que l'on détermine de façon redondante en un endroit se trouvant à proximité immédiate des sondes de mesure de flux neutronique ledit échauffement et que l'on traite les valeurs obtenues, que l'on forme l'intégrale selon la longueur de l'élément combustible, des valeurs de mesure fournies par les sondes de mesure de flux neutronique, que l'on compare la valeur traitée d'échauffement à l'intégrale et que l'on utilise la dif férence entre l'intégrale et la valeur traitée de l'échauffement lors du dépassement d'un seuil pour inhiber un signal d'une sonde de mesure de flux neutronique. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé par le fait que l'on inhibe les signaux de toutes les sondes de mesure de flux neutronique réparties dans un élément combustible. 3 Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 ou 2, caractérisé par le fait que l'on procède à une correction, dépendante de la valeur de la différence, du signal d'une sonde de mesure de flux neutronique pour des valeurs de différence se trouvant en-dessous desdits seuils. 4. Réacteur nucléaire, en particulier réacteur à eau sous pression, pour la mise en oeuvre du procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, et comportant un coeur de réacteur se composant d'éléments combustibles longitudinaux, et dont la longueur axiale correspond à la longueur desdits éléments combustibles, et dont la section est approximativement circulaire, ce réacteur comportant également un dispositif de mesure de la répartition locale de la puissance du réacteur, ce dispositif de mesure comprenant des sondes de mesure de flux neutronique réparties axialement dans un élément combustible, et des appareils complé mentaires de mesure de température, de préférence des thermocouples, pour la détermination de l'échauffement d'un réfrigérant parcourant le coeur du réacteur en direction longitudinale des éléments combustibles, caractérisé par le fait que plusieurs dispositifs de mesure de température sont disposés de façon redondante à la sortie d'un élément combustible et sont reliés à un circuit de traitement, par le fait que les sondes de mesure de flux neutronique sont reliées à un circuit intégrateur, que ledit circuit intégrateur et ledit circuit de traitement sont reliés à un élément sommateur auquel est également relié un dispositif de mesure de température déterminant la température d'entrée du réfrigérant, et par le fait que ledit élément sommateur est relié, d'une part directement, et d'autre part via un élément de commutation en fonction d'un seuil, à un élément correcteur associé aux sorties des sondes de mesure de flux neutronique. 5. Réacteur nucléaire selon la revendication 4, caractérisé par le fait que ledit élément de commutation est relié à un dispositif de signalisation. 6. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 4 ou 5, caractérisé par le fait que la sortie de certaines ou de toutes les sondes de mesure'due flux neutronique peut Aetre bloquée dans l'élément correcteur par l'élément de commutation.