FR 2597252 A1 19871016 FR 8700997 A 19870128 La présente invention se rapporte à un procédé de mesure de la puissance d'un réacteur. Plus particulièrement, elle se rapporte à un procédé de mesure de la puissance d'un réacteur pour mesurer la distribution de puissance dans le coeur d'un réacteur nucléaire par l'utilisation de détecteurs de neutrons. Un profil de la puissance à l'intérieur du coeur d'un réacteur nucléaire donne une information importante pour le fonctionnement du réacteur nucléaire, et plusieurs procédés pour sa mesure ont été tentés. L'un d'entre eux est un procédé où un grand nombre de détecteurs de neutrons du type stationnaire et de petite dimension sont installés dans le réacteur nucléaire. Avec ce procédé, le remplacement du détecteur dû à son mauvais fonctionnement est difficile et par conséquent le détecteur doit bien fonctionner pendant longtemps. Cependant, il a été très difficile de fabriquer un tel détecteur. Le second procédé est un procédé dans lequel de petits détecteurs de neutrons sont insérés, en succession, dans un grand nombre de trous d'insertion de détecteur prévus dans le réacteur nucléaire, pour ainsi mesurer le profil de puissance du réacteur tandis que celui-ci est exploré.Ce procédé présente un inconvénient par le fait qu'il faut longtemps pour mesurer le profil de puissance du réacteur sur la totalité du réacteur nucléaire et en conséquence, des profils de puissance du réacteur qui changent en un court temps ne peuvent être suivis. Le troisième procédé est un procédé dans lequel lesdétecteursd'un dispositif de mesure de neutronsdu type installé en-dehors du réacteur, le dispositif ayant jusqu'à maintenant été utilisé pour mesurer la puissance du réacteur d'un réacteur à eau pressurisée (PRW), sont subdivisés en directions axiales en un grand nombre de plus courts détecteurs, dont les signaux de sortie sont utilisés pour trouver, par calcul, le profil de puissance du réacteur. Le troisième procédé mentionné ci-dessus sera maintenant expliqué en se référant à la figure 2. Sur la figure, le chiffre 100 désigne le noyau du PRW, qui est subdivisé en parties 101 - 104 dans sa direction axiale. Les chiffres 210, 220, 230 et 240 indiquent respectivement les détecteurs de neutrons. Leschiffres211 - 214, 221 - 224, 231 - 234 et 241 - 244 indiquent des détecteurs partiels divisés des détecteurs de neutrons 210, 220, 230 et 240, respectivement. Bien que cela ne soit pas représenté, les détecteurs de neutrons du type à balayage dans le coeur tels qu'expliqués avec le second procédé mentionné ci-dessus sont disposés dans le coeur du réacteur, donc le profil f (x, y, z) de puissance dans le coeur du réacteur nucléaire est obtenu. Le dispositif illustré sur la figure 2 sert à trouver la valeur moyenne f(z) (le profil de puissance en direction verticale) du profil de puissance du réacteur f(x, y, z) pour des plans xy donnés (plans horizontaux). (S = aire horizontale en coupe du coeur) xy Là, f(z) peut être exprimée comme la somme d'une série de Fourier par ce qui suit (où Zmax = hauteur du coeur). De ce point de vue, comme la forme générale du profil de puissance du réacteur devient une forme dans laquelle la puissance diminue aux extrémités supérieure et inférieure du coeur, l'équation est exprimée par une série sinusoïdale ayant un domaine de 0 - lr . Un coefficient Ci est évalué à partir du profil de puissance axial f(z), et l'équation pour évaluer C. à partir de f(z) est le développement de la série de Fourier, qui est donné par l'équation suivante dans ce dispositif, le coefficient ci-dessus doit être déterminé à partir des valeurs du signal à la sortie des détecteurs partiels 211 - 214, et ainsi de suite.Il est par conséquent pratique d'utiliser l'équation suivante à la place de l'équation (3) tCiJ = [Aij] Efj 7 (4) dans laquelle ZTj F fj - ZBj f(z) dz z ZTi : extrémité supérieure de la ieme partie Ti du coeur Bi : extrémité inférieure de la ième partie du coeur rAiH désigne une matrice de coefficients constants que l'on obtient en résolvant les résultats avec l'équation (2) intégrée pour les sections respectives i.La quantité f, est obtenue de manière que f(z) soit intégrée J dans la direction de l'axe Z pour les parties respectives du réacteur 101 - 104. Elle est en relation, sel-on l'équation suivante, avec les sorties des détecteurs partiels 211 - 214, et ainsi de suite. [ Dk ] = [Qkj ] [fj] ---- (5) J Dk est définie comme étant D1 pour la valeur moyenne des sorties des détecteurs partiels 211, 221, 231 et 241 comme étant D2 pour la valeur moyenne de sorties des détecteurs partiels 212, 222, 232 et 242 ; et ainsi de suite. t Qkj 2 désigne une matrice de coefficients constants dont les coefficients sont les taux de contribution des puissances des parties respectives du coeur aux détecteurs partiels correspondants. Des équations (4) et (5), on obtient le coefficient de Fourier Ci comme suit t ci J = E Aij J E Qkj ]-1[ Dk 7 ... (6) Par ailleurs, le profil de puissance f(z) en direction axiale du coeur est évalué selon l'équation (2). Avec le procédé de mesure de la puissance du réacteur de l'art antérieur que l'on vient de décrire, pour déterminer la matrice de coefficients constants [ Qkj 2 de l'équation(S), il faut préparer un certain nombre de groupes de sorties de détecteur et et les valeurs intégrales fj despuissancesdesparties du réacteur doivent être préparées pour déterminer des profils différents de puissance du réacteur. Le nombre de groupes doit être, au moins, égal au nombre de divisions (quatre sur la figure 2) desdétecteurspartiels. Un autre problème réside dans le fait qu'à moins que les profils de puissance du réacteur des groupes respectifs soient suffisamment différents, le calcul de la matrice iI 7 devient difficile. La présente invention est destinée à éliminer ces problèmes et a pour objectif un procédé de mesure de la puissance du réacteur permettant de faciliter la détermination de la matrice de transformation DQkj7, permettant d'améliorer la précision des calculs d'un profil de puissance du réacteur et permettant de rendre plus détaillée l'information du profil de puissance du réacteur. Dans le procédé de mesure de la puissance du réacteur selon l'invention, la correspondance entre f. et t0kJ n'est pas trouvée dans le cas où l'on obtient la matrice de transformation [QkjJ' mais seuls les articles d'information dans le noyau, dans des sections d'angle d'azimut se trouvant devant des détecteurs respectifs de neutrons, sont utilisés pour la préparation de la matrice de transformation, au lieu de f.. J En conséquence, dans la présente invention, la corrélativité que possèdent des groupes de données pour obtenir la matrice de transformation Qk-7 augmente et le calcul de kj2 est facilité. Par ailleurs, comme on obtient le profil de puissance axial du réacteur d'une région azimutale faisant face à chaque détecteur de neutrons, l'information du profil de puissance du réacteur peut être rendue plus détaillée. L'invention sera mieux comprise, et d'autres buts, caractéristiques, détails et avantages de celle-ci apparaîtront plus clairement au cours de la description explicative qui va suivre faite en référence aux dessins schématiques annexés donnés uniquement à titre d'exemple illustrant un mode de réalisation de l'invention, et dans lesquels - la figure 1 est une en perspective montrant l'agencement de détecteurs et d'un coeur de réacteur pour expliquer un mode de réalisation de cette invention - la figure 2 est une vue en perspective montrant l'agencement de détecteurs et d'un coeur de réacteur pour expliquer le procédé de mesure de la puissance d'un réacteur selon l'art antérieur. Sur les dessins, les memes symboles indiquent des parties identiques ou correspondantes. Un mode de réalisation de l'invention sera maintenant décrit en se référant à la figure 1. Là, un point de différence par rapport à l'art antérieur illustré sur la figure 2 réside dans le fait que le coeur du réacteur nucléaire est subdivisé en directionsazimutalesen seize parties de coeur 111 - 114, 121 - 124, , et ensuite ces parties sont respectivement analysées. La différence de processus d'analyse réside dans le fait que, dans le cas où l'on obtient la matrice de transformation [Qkj] de l'équation (5), la valeur intégrale des puissances des parties du réacteur concernant le quart de la partie azimutale faisant face à chaque détecteur est utilisée au lieu de la valeur entière f. des puissances des parties J du réacteur.Plus particulièrement, l'équation (5) est réduite en quatre équations suivantes, où Dlk - D4k désignent les sorties partielles de détecteur de quatre détecteurs 210, 220, 230 et 240 indiquées par D1 - D4, respectivement et où fj désigne la valeur intégrale de puissance partielle des parties de coeur 111 - 114, f2j désigne la valeur intégrale de la puissance partielle des parties de coeur 121 - 124,et ainsi de suite [ Oik 7 = [ Q1kj ] [f1j 7 ---- (5-1) [ D2k 2 = 2kj 7 E 2j 2 (5-2) t D3k J = [ Q3kj J [f3j 2 ..... (5-3) E D4k 2 = [ Q4j 7 tf4j J ..... (5-4) On trouve quatre matrices de transformation CQ1kj J t Q4kj J pour les équations respectives (5-1) - (5-4), et lescoefficientsdu foyer obtenus par substitution des matrices respectives dans l'équation (6) sont désignés par Ci - C4i. Les profils de puissance du réacteur que l'on obtient par substitution des coefficients respectifs Ci - C4i dans l'équation (2) sont les profils axiaux de puissance du réacteur des 1/4 parties azimutales du coeur faisant face aux détecteurs correspondants 210 - 240.Si l'on dit que ces profils axiaux sont f1(z) - f4(z), on trouve la valeur moyenne f(z) avec l'équation suivante et le résultat final f(z) qui est semblable par sa forme à celui de l'art antérieur est obtenu On expliquera maintenant les avantages atteints par la modification du processus d'analyse indiqué cidessus. Dans l'art antérieur, la précision du calcul du profil de puissance du réacteur est déterminée par la précision numérique de la matrice de transformation r Qkj 7 de l'équation (5), et il était très difficile d'obtenir t Qkj J à une haute précision à partir des groupes de C Dk 7 et r f j 7 en se basant sur des cas limités de mesure.Là, les relations entre les puissances des parties individuelles de coeur du réacteur et les valeurs du signal de sortie de détecteurs partiels spécifiés seront considérées. La valeur du signal de sortie est fortement en corrélation avec la puissance de la partie du coeur à proximité du détecteur dans la direction d'un plan horizontal et la corrélation baisse brusquement tandisque le détecteur s'éloigne de la partie du coeur en direction horizontale. Cette tendance est particulièrement marquée dans un réacteur thermique parce que le trajet libre moyen des neutrons est court.En conséquence, lorsque les valeurs moyennes de la sortie du détecteur et de la puissance du coeur1 étant toutes deux prises dans le plan horizontal,sont comparées comme à ltéquatíon (5), les composants auxquels contribue la partie à la distance du coeur sont mis en cause dans la comparaison et la corrélation est faible. Au contraire, selon le processus de calcul de cette invention, seules les puissances des parties du coeur proches des détecteurs exprimées par les équations (5-1) - (5-2), au lieu de l'équation (5) sont traitées. Par conséquent, la corré lation lk7 7 et Eflj7 (1 = 1 - 4) et haute dans chaque équation, le calcul pour trouver la matrice de transformation CQlkj7 est facilitée et la précision est améliorée. En outre, grâce à l'équation (7), on obtient non seulement le même résultat que dans le procédé de l'art antérieur mais de plus, les profils axiaux de puissance du réacteur fl(z) (1 = 1 - 4) pour les angles azimutaux sont respectivement obtenus en tant que résultats intermédiaires, et l'on obtient donc un profil de la puissance du réacteur qui est plus détaillé que celui du procédé de l'art antérieur. Bien que, dans la description du mode de réalisation, le profil de puissance du réacteur était exprimé par la série de Fourier de l'équation (2), le type de série utilisable pour le développement n'est pas restreint à la série de Fourier. Une autre série de fonction orthogonale comme des polynominaux de Hermite peut également être utilisée efficacement. Comme on l'aura compris par ce qui précède, selon l'invention, pour trouver une matrice de transformation à utiliser dans le calcul d'un profil de puissance de réacteur, seule la valeur moyenne de la partie azimutale divisée d'un coeur de réacteur à proximité d'un détecteur est utilisée au lieu d'une valeur moyenne dans le plan horizontal du coeur, donc la corrélation entre une sortie du détecteur et le profil de puissance du réacteur est améliorée, par le fait que le calcul de la matrice de transformation est facilité et que l'on atteint une meilleure précision de mesure. Un autre effet réside dans le fait que, comme les profils axiaux de puissance du réacteur d'angles azimutaux respectifs sont obtenus en tant que résultats intermédiaires, le profil de puissance du réacteur est connu en plus de détail. - REVENDICATION Procédé de mesure de la puissance d'un réacteur du type où un certain nombre de détecteurs de neutrons sont agencés verticalement et à des angles azimutaux égaux autour d'un réacteur nucléaire, chacun des détecteurs de neutrons ayant une longueur sensiblement égale à la hauteur du coeur du réacteur et contenant un certain nombre des détecteurs partiels divisés en longueurs égales les unes aux autres, et un profil vertical de puissance dans le coeur est mesuré en utilisant les signaux à la sortie des détecteurs partiels, caractérisé en ce que ledit coeur est divisé en colonnes de secteur à des angles azimutaux respectifs faisant face auxdits détecteurs de neutrons, en ce que les signaux à la sortie desdits détecteurs partiels inclus dans chaque détecteur de neutronssont utilisés pour le calcul d'un profil vertical de puissance du réacteur de la partie azimutale dudit coeur faisant face aux détecteurs correspondants de neutrons et en ce qu'on fait la moyenne des profils verticaux des parties azimutales respectives par rapport aux angles azimutaux afin de mesurer le profil vertical de puissance du réacteur.