FR 2796197 A1 20010112 FR 9908655 A 19990705 L'invention concerne un procédé et un dispositif de surveillance d'au moins un paramètre de fonctionnement du coeur d'un réacteur nucléaire et en particulier d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression. Les réacteurs nucléaires tels que les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression comportent un coeur constitué par des assembla ges de combustible généralement de forme prismatique droite qui sont dis posés de manière juxtaposée avec leurs axes longitudinaux dans la direc tion verticale, c'est-à-dire suivant la hauteur du coeur. Pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, il est nécessaire de s'assurer en permanence que le réacteur fonctionne dans de parfaites conditions et de manière conforme aux conditions générales de sécurité fixées par des règlements et des normes. En particulier, il est nécessaire de déterminer si la production et la répartition volumique du flux de neutrons ainsi que la répartition volumique de la puissance dégagée dans le coeur sont conformes aux conditions cor respondant à un fonctionnement normal et satisfaisant du coeur. Pour cela, on est amené à calculer des paramètres de fonctionne ment du c#ur du réacteur nucléaire, tels que la répartition volumique de la puissance dans le coeur, les facteurs de forme du flux neutronique ou encore le rapport d'échauffement critique. Ces paramètres sont déterminés à partir de mesures de flux neutronique dans le coeur permettant de déterminer la répartition du flux neutronique dans l'ensemble du coeur, en trois dimen sions. Les paramètres caractéristiques de l'état du coeur en fonctionne ment normal qui sont déterminés à partir des mesures de flux neutronique ne doivent à aucun moment se trouver à l'extérieur d'intervalles déterminés lors des études de conception du réacteur nucléaire. Lorsqu'on détecte un dépassement d'une valeur limite par l'un des paramètres caractéristiques du fonctionnement du coeur, il est nécessaire de déclencher une alarme et de prendre diverses mesures concernant la conduite du réacteur nucléaire. Pour exercer une surveillance efficace sur le fonctionnement du coeur du réacteur nucléaire, il est nécessaire de déterminer les paramètres de fonctionnement du coeur et donc la répartition de flux neutronique dans le cceur, en un temps aussi bref que possible. Les mesures de flux neutronique dans le coeur nécessaires pour la surveillance en continu du réacteur nucléaire en fonctionnement sont géné ralement réalisées par des chambres disposées à l'extérieur de la cuve du réacteur et généralement désignées comme chambres "excore". Ces chambres qui comportent plusieurs étages de mesure (par exemple six) suivant la hauteur du coeur sont généralement disposées pour effectuer les mesures dans quatre zones à la périphérie du coeur du réacteur nucléaire et situées symétriquement, par rapport à deux plans de symétrie axiale du coeur faisant entre eux un angle de 90 . Les chambres étagées des détecteurs excore permettent d'obtenir des mesures de flux à différents niveaux suivant la hauteur du c#ur et dans les quatre zones réparties autour du coeur, dans la direction circonférentielle. Toutefois, ces dispositifs externes ne fournissent que des valeurs appro chées du flux neutronique à l'intérieur du coeur et une représentation ap proximative de la répartition du flux neutronique. De ce fait, les paramètres de surveillance sont obtenus de manière peu précise et, par sécurité, on doit prévoir des marges plus grandes par rapport aux valeurs critiques de ces paramètres qu'on ne doit pas atteindre ou dépasser. Pour obtenir une représentation plus exacte de la distribution de flux neutronique dans le coeur, on effectue de manière complémentaire, à inter valles de temps réguliers mais relativement longs, par exemple de l'ordre d'un mois, des mesures de flux neutronique à l'intérieur du coeur, en utilisant des sondes de mesure de très petites dimensions, appelées sondes incore qui sont généralement constituées par des chambres à fission. Les sondes incore sont fixées chacune à l'extrémité d'un câble souple ap pelé câble téléflex assurant son déplacement à l'intérieur d'une voie de me sure de l'instrumentation du réacteur nucléaire. Chacune des voies de me sure débouche à l'une de ses extrémités dans un local d'instrumentation situé en partie basse du bâtiment du réacteur. On assure le déplacement des sondes à fission dans les voies de mesure depuis le local d'instrumentation. Chacune des voies de mesure comporte, à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire, un tube d'instrumentation d'un assemblage de combustible et un doigt de gant placé à l'intérieur du tube d'instrumentation, dans lequel circule la sonde à fission. Les mesures de flux neutronique sont réalisées dans un ensemble d'assemblages de combustible répartis dans toute la section du coeur. Par exemple, dans le cas d'un coeur comportant 177 assemblages de combustible, on utilise généralement 56 voies de mesure. De même, on utilise 58 voies de mesure pour un coeur de 193 assemblages de combusti ble, 50 voies de mesure pour un coeur de 157 assemblages de combustible et 60 voies de mesure pour un coeur de 205 assemblages de combustible. Les mesures de flux neutronique sont réalisées pendant le déplacement à faible vitesse des sondes incore suivant toute la hauteur du coeur. On peut ainsi réaliser de nombreux points de mesure du flux neutronique, suivant la hauteur .du coeur, avec un espacement faible. D'autre part, compte tenu de la répartition des assemblages de combustible instrumentés dans le coeur et des symétries du coeur, on obtient une image suffisamment représentative du flux neutronique, sous la forme d'une carte de flux. Cependant, les son des incore constituées par des chambres à fission ne peuvent pas être utili sées pendant des périodes très longues à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire. La détermination précise de la carte de flux du coeur n'est réalisée que périodiquement et ne peut donc pas être utilisée pour des fonctions de surveillance en continu du fonctionnement du coeur du réacteur nucléaire. On connaît d'autre part des sondes de mesure de flux neutronique qui peuvent être placées et maintenues à l'intérieur du coeur d'un réacteur nucléaire, en permanence pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire. De telles sondes de mesure de flux neutronique qui peuvent être réalisées sous la forme de "collectrons", sont généralement assemblées sous forme de cannes de mesure dans une disposition alignée verticalement avec un espacement constant entre deux sondes successives, pour constituer des détecteurs de mesure de flux suivant toute la hauteur du coeur du réacteur nucléaire. Ces cannes sont introduites chacune dans un doigt de gant nor malement affecté à la mesure par sonde mobile, lui-même inséré dans le tube d'instrumentation d'un assemblage de combustible. Chacun des dé- tecteurs de mesure de flux ou cannes de mesure dont la longueur est à peu près égale à la hauteur du c#ur peut comporter par exemple huit sondes de mesure constituées par des collectrons. On a proposé, dans le cas d'un c#ur de réacteur nucléaire com portant 177 assemblages de combustible, de disposer 52 détecteurs ou cannes de mesure dans 52 assemblages instrumentés du c#ur du réacteur nucléaire répartis dans la section du c#ur. Un tel système d'instrumentation qui comporte 8 x 52 points de me sure répartis dans l'ensemble du c#ur est susceptible de fournir une image de la répartition de flux dans le c#ur du réacteur nucléaire en 3 dimensions, avec une bonne précision. Cependant, le traitement des mesures neutroniques réalisé par l'instrumentation maintenue en permanence dans le c#ur pendant le fonc tionnement du réacteur nucléaire, nécessite un temps d'exécution qui peut être long, en regard des temps de réponse nécessaires pour la surveillance du c#ur du réacteur nucléaire, ce qui rend son utilisation peu concevable pour la surveillance des paramètres de fonctionnement du coeur. On ne connaît donc pas de procédé permettant d'obtenir la réparti tion volumique du flux et, à partir de cette répartition, des paramètres de surveillance du c#ur du réacteur, à la fois de manière précise et rapide. Les centrales nucléaires comportent généralement plusieurs unités ou "tranches" constituées chacune d'un réacteur nucléaire disposé dans un bâtiment-réacteur et.d'une partie conventionnelle de production d'électricité. La surveillance concerne, dans ce cas, les réacteurs nucléaires de chacune des tranches. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de sur veillance d'au moins un paramètre de fonctionnement du c#ur d'un réacteur nucléaire d'une tranche d'une centrale nucléaire, constitué par une pluralité d'assemblages de combustible disposés de manière juxtaposée suivant la hauteur du coeur, en utilisant un ensemble de détecteurs de mesure de flux neutronique introduit dans une partie au moins des assemblages de com bustible du coeur, comportant chacun une pluralité de sondes de mesure de flux neutronique réparties suivant la hauteur du coeur, ce procédé permettant une détermination rapide et précise de la répartition du flux dans le cceur et d'au moins un paramètre de fonctionnement du coeur, à partir de cette ré partition. Dans ce but, pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, à des intervalles de temps déterminés - on réalise une mesure de la répartition volumique du flux neutroni que en utilisant l'ensemble de détecteurs de flux neutronique qui comporte un nombre n de détecteurs au plus égal à 15% du nombre des assemblages de combustible du coeur, - on utilise un code de calcul du flux neutronique et on prend en compte les mesures fournies par l'ensemble de détecteurs de flux neutroni que pour obtenir la répartition volumique instantanée du flux neutronique dans l'ensemble du coeur, sous la forme d'un ensemble de valeurs du flux neutronique en des points répartis dans le coeur, - on calcule au moins un paramètre de fonctionnement du coeur, à partir de la répartition volumique instantanée du flux neutronique et, - on déclenche une alarme si l'au moins un paramètre de fonctionne ment est à l'extérieur d'une plage fixée. Selon un premier mode de réalisation de l'invention, pour obtenir la répartition instantanée du flux neutronique dans l'ensemble du c#ur - on effectue un calcul instantané, sur le site du réacteur, de la répar tition volumique du flux à l'intérieur du c#ur, aux différents points répartis dans le coeur comprenant un premier sous-ensemble de positions instru mentées où sont situées les sondes de mesure de flux neutronique et un second sous-ensemble de positions non instrumentées, à partir de paramè tres en provenance des équipements de la tranche, en utilisant le code de calcul de flux neutronique, - on calcule les écarts entre les valeurs de flux obtenues par les me sures et les valeurs correspondantes calculées à partir des paramètres en provenance des équipements de la tranche, pour chacune des positions instrumentées, - on calcule, à partir des écarts relatifs aux positions instrumentées, par un processus d'extension, les écarts correspondants pour chacune des positions non instrumentées du c#ur, - on ajoute algébriquement les valeurs desdits écarts aux valeurs de la répartition volumique du flux obtenues à partir des paramètres en prove nance des équipements de la tranche, pour obtenir la valeur mesurée de la répartition volumique du flux en chacun des points du coeur. Selon un second mode de réalisation de l'invention, pour obtenir la répartition instantanée du flux neutronique dans l'ensemble du coeur - on effectue un premier calcul instantané, sur le site du réacteur, de la répartition volumique du flux neutronique à l'intérieur du coeur sous la forme d'un ensemble de valeurs de flux neutronique aux différents points répartis dans le coeur comprenant un ensemble de positions instrumentées dans lesquelles sont situées les sondes de mesure de flux neutronique, à partir de paramètres en provenance des équipements de la tranche, en utili sant 1e code de calcul du flux neutronique, - on calcule les écarts entre les valeurs du flux neutronique obtenues par les mesures et les valeurs correspondantes calculées à partir des para mètres en provenance des équipements de la tranche, pour chacune des positions instrumentées, - on utilise les écarts calculés pour effectuer une correction des para mètres de définition du code de calcul de flux neutronique, et - on effectue un deuxième calcul instantané, sur le site du réacteur nucléaire de la répartition instantanée du flux neutronique à l'intérieur du coeur, à partir des paramètres en provenance des équipements de la tran che, en utilisant le code de calcul de flux neutronique comportant des para mètres de définition corrigés. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, en se référant aux figures jointes en annexe, la mise en oeuvre du procédé selon l'invention pour la surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression et un dispositif permettant d'effectuer cette sur veillance. La figure 1 est une vue schématique générale d'une section du coeur du réacteur nucléaire et des moyens d'acquisition et de traitement des me sures ainsi que des moyens de surveillance du réacteur nucléaire, suivant l'invention. La figure 2 est une vue schématique des moyens d'acquisition et de traitement des mesures utilisés pour la surveillance du réacteur nucléaire. La figure 3 est un schéma fonctionnel montrant la mise en oeuvre du procédé de surveillance suivant l'invention. Sur la figure 1, on a représenté la section transversale horizontale du coeur 1 .d'un réacteur nucléaire à eau sous pression constitué par des assemblages de combustible 2 de forme prismatique droite à base carrée, juxtaposés et placés de manière que leur direction axiale ou longitudinale soit verticale, c'est-à-dire dirigée suivant la hauteur du coeur 1. A l'intérieur du coeur qui comporte 193 assemblages de combustible, certains des assemblages de combustible marqués par une croix sont des assemblages de combustible instrumentés, c'est-à-dire des assemblages de combustible dont le tube d'instrumentation peut recevoir un doigt de gant pouvant recevoir lui-même une sonde mobile ou un détecteur fixe de mesure de flux neutronique. Sur les 193 assemblages du coeur, 58 assemblages sont des as semblages instrumentés qui sont répartis dans toute la section du coeur. Parmi les 58 voies de. mesure de l'instrumentation du coeur, 42 voies désignées dans leur ensemble par le repère 3 sont reliées à un calculateur 4, à l'intérieur de la salle des calculateurs 5 de la centrale nucléaire disposée à l'extérieur du bâtiment du réacteur dans lequel est placée la cuve renfer mant le coeur 1 qui est délimité par l'enceinte de sécurité 6. Le calculateur 4 est le calculateur de l'instrumentation interne du coeur, généralement dési gné par l'abréviation RIC (Reactor Incore ou Réacteur Instrumentation Çoeur). Le RIC est utilisé pour effectuer périodiquement, par exemple tous les mois, une mesure de flux neutronique dans les voies de mesure du coeur grâce aux sondes mobiles. On établit ainsi une carte de flux avec une bonne précision. Cependant, le RIC ne peut être utilisé pour effectuer la sur veillance en continu du fonctionnement du coeur du réacteur nucléaire. Le RIC comporte des sondes de mesure mobiles qui sont déplacées dans les voies de mesure. Suivant l'invention, 16 voies de mesure de flux neutronique dési gnées de manière générale par le repère 7, parmi les 58 voies équipées d'un doigt de gant situé, à l'intérieur du tube d'instrumentation de l'assemblage de combustible constituant l'extrémité de la voie de mesure s'étendant sur toute la hauteur du coeur reçoivent un détecteur de flux neu tronique qui est maintenu en permanence dans le coeur pendant le fonction nement du réacteur nucléaire. Chacun des détecteurs de flux neutronique introduit dans la partie d'extrémité d'une voie de mesure 7, à l'intérieur du coeur 1 du réacteur nu cléaire est constitué par un ensemble de huit collections qui sont fixés sur la canne de mesure dans des dispositions espacées suivant la longueur de la canne de mesure de manière à être répartis à distance régulière suivant toute la hauteur du coeur. Sur la partie de gauche de la figure 1, on a représenté, de manière schématique et à une échelle agrandie, la canne de mesure 8 de l'une des voies de mesure 7 qui comporte huit collections 9 répartis suivant la lon gueur de la canne de mesure ou détecteur 8. Les collections 9 sont de préférence des collections dont l'émetteur est en rhodium, de manière à ce que sous l'effet du rayonnement neutroni que à l'intérieur du cceur 1 du réacteur nucléaire, les collections produisent un signal électrique qui puisse être exploité rapidement pour fournir une me sure précise du flux neutronique, comme il sera expliqué plus loin. Les 16 voies de mesure 7 permettant de mettre en eeuvre le procé dé suivant l'invention sont reliées, à l'extérieur du bâtiment du réacteur déli mité par l'enceinte de sécurité 6, via quatre unités de conditionnement 15, à deux armoires 10a et 10b disposées dans deux salles de protection 11 de la centrale nucléaire. Les quatre unités de conditionnement sont situées dans quatre salles de protection distinctes. Chacune des armoires 10a et 10b renferme au moins une unité de traitement des signaux de mesure de flux neutronique et une unité d'acquisition de paramètres de surveillance du réacteur nucléaire. Les unités de traitement des armoires 10a et 10b de la salle de pro tection permettent d'élaborer différents paramètres de surveillance du fonc tionnement du coeur du réacteur nucléaire, comme il sera expliqué dans la suite du texte. Les paramètres de fonctionnement sont comparés à des va leurs limites, de manière à déterminer si les paramètres se trouvent à l'intérieur ou à l'extérieur d'une plage correspondant à un fonctionnement normal du coeur du réacteur nucléaire. Les unités de traitement et d'acquisition des armoires 10a et 10b sont reliées, à l'intérieur de la salle de commande 1.2 du réacteur nucléaire, à des panneaux d'affichage ou écrans 13 permettant de déclencher une alarme en cas de dépassement d'une valeur limite par un paramètre de fonctionnement et d'afficher les paramètres utiles pour la conduite et la sur veillance du réacteur nucléaire. Comme il est visible sur la figure 2, chacune des cannes de collec- trons 9 est reliée à une unité de conditionnement des signaux 15, par l'intermédiaire d'un ensemble de connexion 14. L'installation comporte qua tre ensembles de connexion 14, à chacun desquels sont reliés les collec- trons de quatre voies de mesure 7. Chacun des ensembles de connexion 14 des col.lectrons 9 est relié à un des collectrons par un fil de mesure et un fil témoin. Le signal de mesure utile est obtenu, à l'intérieur de l'unité de conditionnement correspondante 15, par soustraction des signaux fournis par le fil de mesure et le fil témoin. Le signal de mesure est transmis, à l'intérieur de l'unité de conditionnement correspondante 15, à un filtre analogique 16 qui permet de filtrer le signal qui est ensuite transmis à une unité 17 de conversion analogique numérique pour réaliser la numérisation du signal. Le signal numérisé est lui-même transmis à une unité 18 permettant d'effectuer un traitement d'accélération en ligne des mesures de flux. En effet, la réponse du collectron, lorsqu'il est soumis à un flux de neutrons et à un rayonnement gamma à l'intérieur du c#ur du réacteur nu cléaire est fournie à partir de trois composantes - deux composantes du signal de réponse sont dues à des processus de production d'électrons et donc de création d'un courant électrique, par désintégration radioactive bêta, l'un des processus ayant une période de 60 secondes et l'autre processus une période de quatre minutes environ, dans le cas d'un collectron au rhodium, - un processus de création d'électrons par effet Compton dû à l'émission secondaire de rayons gamma consécutive à la capture de neu trons et à l'irradiation par les rayons gamma en provenance du coeur, le temps de réponse du collectron, c'est-à-dire la production de courant par formation d'électrons étant très courte et pratiquement instantanée. On connaît la fonction de transfert qui permet de déterminer l'émission d'électrons et donc le courant émis en fonction du flux neutroni que reçu par le collectron. Dans ce courant électrique produit, on sait isoler la composante due à l'effet Compton. En utilisant la fonction inverse de la fonction de transfert ou tout autre procédé mathématique, on, peut alors dé terminer le flux neutronique à partir du courant émis par la seule compo sante rapide. Ce processus effectué dans les unités de traitement électroni que 18 des unités de conditionnement 15 permet d'accélérer la réponse des collectrons pour la détermination du flux neutronique. Ce traitement appelé inversion en ligne permet de réduire le temps de réponse des collectrons d'une durée de l'ordre de deux minutes à une durée de l'ordre de quelques secondes. Le signal de courant accéléré est transmis aux unités de traitement 19a et 19b disposées dans les armoires 10a et 10b de la salle de protection. L'utilisation de deux armoires identiques 10a et 10b renfermant cha cune une unité de traitement 19a ou 19b et une unité d'acquisition de para mètres 20a ou 20b permet d'augmenter la sécurité de l'installation de sur veillance qui peut continuer à fonctionner lorsque l'une des unités de traite ment ou d'acquisition est devenue indisponible. Comme il sera expliqué plus loin en -regard de la figure 3, les si gnaux numérisés de mesure de flux neutronique sont pris en compte pour déterminer, dans les unités de traitement, la répartition volumique du flux neutronique dans le coeur sous la forme d'un ensemble de valeurs du flux en des points répartis dans le coeur, par exemple, dans le cas d'un coeur com portant 193 assemblages de combustibles en N points répartis suivant la longueur des canaux d'instrumentation de chacun des assemblages de combustible, c'est-à-dire 193 x N points, N étant à déterminer en fonction de la précision souhaitée. A partir de la répartition de flux ou de puissance dans le coeur, l'unité de traitement détermine des paramètres de fonctionnement du coeur du réacteur nucléaire et en particulier les paramètres définis ci-dessous : - Plin : puissance linéique, c'est-à-dire la puissance par unité de lon- , gueur des éléments combustibles du coeur, - REC :rapport d'échauffement critique définissant l'écart des condi tions d'échanges thermiques des éléments combustibles, par rapport à une situation d'ébullition critique, - Dpax : déséquilibre axial de puissance dans le coeur, - Dpaz : déséquilibre azimutal de puissance dans le c#ur, - MAR : marge d'antiréactivité. Les paramètres de fonctionnement du coeur sont comparés à des valeurs limites définies lors de la conception du réacteur nucléaire. Cette comparaison permet de définir des marges par rapport aux valeurs limites et éventuellement d'élaborer, en cas de franchissement d'une valeur limite, un signal d'alarme qui est transmis à un moyen d'affichage 13 dans la salle de commande 12 du réacteur nucléaire. Les différents paramètres calculés, la répartition du flux ou encore les marges calculées peuvent également être affichés en permanence sur un ou plusieurs écrans 13 de la salle de commande 12. Le procédé selon l'invention est caractérisé par l'utilisation d'un nombre de détecteurs réduit, disposés à cote fixe pour effectuer les mesures neutroniques et pour déterminer la répartition de flux et de puissance dans le coeur. Par exemple, dans le cas du mode de réalisation décrit, on utilise 16 détecteurs comportant chacun huit collectrons répartis suivant la hauteur du coeur, pour déterminer la répartition de flux et de puissance dans le coeur d'un réacteur nucléaire comportant 193 assemblages de combustible. Dans le cas d'un coeur comportant 193 assemblages de combusti ble, il est connu d'utiliser une instrumentation incore mobile capable d'explo- rer 58 assemblages tels que représentés sur la figure 1 grâce à des sondes mobiles introduites périodiquement dans le c#ur du réacteur nucléaire. Cette instrumentation constitue une instrumentation de référence. Dans le cadre de l'invention on utilise seulement 42 canaux pour l'instrumentation mobile. Dans le cas d'une instrumentation incore, qui comporterait 58 dé tecteurs placés en permanence dans le coeur, et que l'on voudrait utiliser pour réaliser la surveillance du réacteur nucléaire, le temps de traitement pour obtenir la répartition de flux et de puissance dans le c#ur et les si gnaux de marge et d'alarme et différents paramètres de traitement du c#ur serait de l'ordre de quelques minutes. Un tel temps de traitement est beau coup trop long pour que les tâches de surveillance soient réalisées de ma nière satisfaisante. Dans le cas du procédé et du dispositif de surveillance suivant l'invention, on utilise seulement 16 détecteurs répartis à l'intérieur du c#ur et dans ce cas, le temps de traitement est voisin de 30 secondes. On peut ainsi effectuer une surveillance beaucoup plus efficace du fonctionnement du c#ur du réacteur nucléaire. D'autre part, l'utilisation de logiciels adaptés dans les unités de traitement prenant en compte des relevés périodiques précis des valeurs de flux dans certains points du c#ur grâce aux détec teurs fixes permettent de déterminer avec une bonne précision la répartition instantanée du flux et de la puissance dans le c#ur du réacteur nucléaire. Les valeurs des paramètres de fonctionnement du c#ur fournies par les unités de traitement sont donc tout à fait représentatives de l'état instantané du caeur. Le calcul de la répartition du flux est effectué en utilisant un logiciel (ou code) de calcul neutronique adapté au nombre réduit de détecteurs de mesure. La périodicité des mesures et calculs conduisant à l'obtention d'une valeur du ou des paramètres de fonctionnement du c#ur peut être de l'ordre de trente secondes. On a pu déterminer que le nombre maximal de détecteurs de me sure qui peut être utilisé pour la mise en oeuvre du procédé suivant l'invention est de l'ordre de 15% du nombre des assemblages de combusti ble. En d'autres termes, dans le cas d'un coeur renfermant à peu près 200 assemblages de combustible, le nombre maximal de détecteurs de mesure de flux en position fixe dans le coeur est de 30. Comme il est visible sur la figure 2, les résultats de calculs effectués dans les unités de traitement 19a et 19b sont transmis par une ligne 21 à un système de commande général de la centrale nucléaire désigné par le terme controbloc. Les unités d'acquisition 20a et 20b permettent de recevoir et de transmettre en salle de commande les valeurs instantanées de nombreux paramètres, dénommés paramètres en provenance des équipements de la tranche de la centrale nucléaire. Des unités 22 appelées unités de transfert de grandeurs numériques (UTGN) permettent de transférer aux unités d'acquisition, des données telles que les températures et pressions dans les boucles du circuit primaire du réacteur nucléaire et le niveau de puissance défini par les conditions thermo- hydrauliques. Une unité 23 appelée logique de traitement des positions de grap pes (LTPG) permet de transmettre aux unités d'acquisition les paramètres relatifs à la position des différentes grappes de contrôle de la réactivité du réacteur nucléaire. Des unités 24 appelées unités RPN ou unités d'instrumentation du coeur permettent de fournir la valeur de la puissance neutronique moyenne du coeur. Des unités de mesure 25 (unités KRG) permettent de fournir des valeurs de la température de sortie du c#ur. Enfin, une unité 26 est consti tuée par une unité de mesure de la teneur en bore de l'eau de refroidisse ment du réacteur nucléaire. Le traitement des paramètres en provenance des équipments de la tranche, dans les unités de traitement (ou calculateur) sera décrit par la suite en regard de la figure 3. Les paramètres en provenance des équipements de la tranche et les paramètres de fonctionnement des unités d'acquisition et de traitement ainsi que les mesures de flux sont transmis à un système d'archivage local (SAL) 27 relié à une imprimante 28. La figure 3 est un schéma fonctionnel sur lequel on a représenté le modèle neutronique tridimensionnel 30 qui permet de réaliser un calcul en ligne, c'est-à-dire un calcul instantané, sur le site même du réacteur nu cléaire, de la distribution de flux neutronique dans le coeur du réacteur nu cléaire et de paramètres de fonctionnement du coeur tels que les paramètres Plin REC, Dpax, Dpaz, MAR, mentionnés plus haut. Le modèle neutronique tridimensionnel 30 est utilisé sous la forme d'un logiciel qui est mis en ceuvre dans un calculateur sur le site du réacteur nucléaire et qui permet de déterminer la distribution neutronique volumique dans le coeur, sous la forme d'un ensemble de valeurs du flux neutronique en différents points répartis suivant tout le volume du coeur 1 du réacteur nucléaire. Par exemple, dans le cas d'un réacteur nucléaire comportant un coeur constitué par 193 assemblages de combustible disposés côte à côte, on effectue le calcul du flux neutronique en huit points du tube central d'ins trumentation de chacun des assemblages de combustible, répartis à des distances régulières suivant la hauteur du coeur du réacteur nucléaire. La répartition volumique du flux neutronique dans le coeur du réac teur nucléaire est donc constituée par un ensemble de 193 x N valeurs de flux neutronique, chacune associée à une position d'un point dans le coeur du réacteur nucléaire, N étant choisi en fonction de la précision souhaitée. Parmi les 193 x N points répartis dans le cceur, 16 x 8 points corres pondent à des positions dans lesquelles sont disposées des sondes de me sure de flux neutronique constituant l'ensemble des sondes utilisées dans le cadre du procédé de surveillance de l'invention. Les positions correspon dantes sont désignées comme positions instrumentées, les 193 x N - 16 x 8 positions restantes étant désignées comme positions non instrumentées. Le calculateur sur lequel on utilise le modèle neutronique 30 pour réaliser des calculs de flux neutronique reçoit comme données d'entrée, dans un module d'entrée 31, les paramètres en provenance des équipe- ments de la tranche du réacteur nucléaire, par l'intermédiaire des unités d'acquisition 20a et 20b. Les différents paramètres en provenance des équipements de la tranche qui ont été mentionnés plus haut ont été représentés par les réfé rences 22, 23, 24, 25 et 26 des unités de mesure et de traitement permettant de fournir les paramètres aux unités d'acquisition 20a et 20b. Le modèle neutronique 30, à la base du code de calcul du flux neu tronique en un point quelconque.du coeur, est paramètré par entrée dans le code de calcul, au niveau du module 30', des paramètres de définition tels que les caractéristiques du combustible nucléaire liées à l'enrichissement dans le coeur et la concentration en xénon dans le coeur. Les valeurs calculées du flux neutronique, schématisées en 32 sur la figure 3, sont transmises à une unité 33 de sélection des valeurs de flux calculées en chacune des 16 x 8 positions instrumentées. Les valeurs sélectionnées par l'unité 33 sont transmises à un mo dule 35 de comparaison qui reçoit également les mesures de flux neutroni que effectuées par les collectrons et mises en forme dans les unités de con ditionnement correspondantes. On a représenté sous la forme du module 34 l'ensemble des moyens d'acquisition et de conditionnement des signaux de mesure de flux neutronique. Les 16 x 8 valeurs du flux neutronique mesuré sont comparées aux 16 x 8 valeurs calculées, à l'intérieur du module de comparaison 35 dans lequel on calcule les écarts entre les valeurs calculées et les valeurs mesu rées, pour chacune des positions instrumentées. Le résultat de la comparaison, sous la forme d'écarts calculés est transmis par la ligne 35a au calculateur mettant en oeuvre le code de calcul fondé sur le modèle neutronique tridimensionnel 30. Deux modes de traitement des écarts peuvent être utilisés. Dans le cas d'un premier mode de traitement, les écarts calculés pour chacune des positions instrumentées sont traités par le calculateur qui détermine, par un processus d'extension, les valeurs correspondantes des écarts pour chacune des positions non instrumentées. Pour l'ensemble des points répartis dans le c#ur correspondant à des positions instrumentées ou à des positions non instrumentées, on ajoute algébriquement les valeurs desdits écarts aux valeurs de flux obtenues par le calcul à partir des paramètres en provenance des équipements de la tran che, de manière à obtenir la valeur mesurée de la répartition du flux en cha cun des points du caeur. A partir de ces valeurs mesurées, on calcule dans un module 36, au moins un paramètre de fonctionnement mentionné plus haut. Le paramètre de fonctionnement est transmis par la ligne 36a à une unité de comparaison 37 qui émet un signal de commande d'un dispositif d'alarme 38, dans le cas d'un écart significatif entre la valeur du paramètre surveillé et une valeur de consigne. Selon un second mode de traitement, les valeurs des écarts sont transmises au module 30', de manière à modifier les paramètres de défini tion du code de calcul, dans un sens tel qu'on minimise les écarts des va leurs mesurées et calculées, en chacun des points correspondant à une po sition instrumentée. La détermination de la modification des paramètres de définition du code de calcul peut nécessiter des opérations successives de détermination des valeurs du flux neutronique sur les positions instrumentées, en faisant varier les paramètres de définition du code de calcul et en déterminant les modifications qui minimisent les écarts par rapport aux valeurs mesurées. On réalise ainsi un recalage du code de calcul. On effectue enfin un deuxième calcul en ligne de la répartition ins tantanée du flux neutronique à l'intérieur du c#ur à partir des paramètres en provenance des équipements de la tranche, en utilisant le code de calcul de flux neutronique comportant des paramètres de définition corrigés. A partir de cette répartition instantanée du flux neutronique, on dé termine la valeur des paramètres de fonctionnement du c#ur qui sont transmis par la ligne 36a à l'unité de comparaison 37. Une alarme est émise dans le cas d'un dépassement, comme précédemment. Les paramètres en provenance des équipements de la tranche sont obtenus et transmis au calculateur en un temps relativement court, de l'or dre de 2 secondes. Les valeurs des flux neutroniques dans les différents points du coeur constituant la répartition volumique de flux neutronique sont calculées toutes les 30 secondes environ. Pour obtenir une valeur instantanée plus précise de la répartition volumique du flux neutronique dans le coeur, il est possible de recalculer de manière approchée en utilisant les valeurs instantanées des paramètres en provenance des équipements de la tranche, c'est-à-dire tou tes les deux secondes environ, les valeurs de flux neutronique représentant la distribution volumique instantanée de flux neutronique dans le coeur du réacteur nucléaire. Pour cela, on utilise le code de calcul de manière simpli fiée pour modifier les valeurs de flux neutronique de la dernière répartition volumique calculée à partir des valeurs instantanées des paramètres en provenance des équipements de la tranche. On peut ainsi obtenir une ré ponse plus rapide pour déclencher une alarme permettant de commander une baisse de puissance du réacteur nucléaire. La protection du réacteur nucléaire conduisant à l'arrêt d'urgence du réacteur pour faire baisser la puissance jusqu'à une puissance nulle est as surée par un système de protection qui comporte les chambres Excore mul- tiétagées à six sections disposées à l'extérieur de la cuve du réacteur nu cléaire. Ce système de protection est calibré en utilisant le système d'ins trumentation RIC, une fois par mois. L'invention ne se limite pas strictement au mode de réalisation qui a été décrit. C'est ainsi qu'on peut utiliser pour déterminer la répartition de puis sance et les paramètres de fonctionnement du cceur, un nombre de détec- -teurs différent de 16 et de manière générale un nombre de détecteurs infé rieur à environ 15% du nombre des assemblages de combustible. Au lieu de collectrons comportant un émetteur en un matériau à base de rhodium, on peut utiliser des collecteurs comportant un émetteur en un matériau à base de cobalt ou d'une autre nature. On pourrait également utiliser des collectrons assurant une absorp tion des courants résultant des processus de désintégration à vitesse lente et ne fournissant que les courants résultant des processus à vitesse rapide. De tels collectrons permettraient d'éviter l'utilisation d'une unité d'accéléra tion en ligne des mesures. La périodicité des mesures et calculs conduisant à l'obtention du ou des paramètres de fonctionnement du coeur peut être fixée à une valeur in férieure à une minute, dans le cadre de l'invention. Le procédé et le dispositif suivant l'invention s'appliquent à la sur veillance de tout réacteur nucléaire comportant un coeur constitué d'assem blages de combustible dans lesquels on peut introduire une instrumentation interne de mesure de flux. REVENDICATIONS 1.- Procédé de surveillance d'au moins un paramètre de fonction nement du coeur (1) d'un réacteur nucléaire d'une tranche d'une centrale nucléaire, constitué par une pluralité d'assemblages de combustible (2) dis posés de manière juxtaposée suivant la hauteur dû coeur (1), en utilisant un ensemble (7, 8) de détecteurs de mesure de flux neutronique introduit dans une partie au moins des assemblages de combustible (2) du coeur (1), com portant chacun une pluralité de sondes (9) de mesure de flux neutronique fixes réparties suivant la hauteur du coeur, caractérisé par le fait que pen dant le fonctionnement du réacteur nucléaire, à des intervalles de temps déterminés - on réalise une mesure de la répartition volumique du flux neutroni que; en utilisant l'ensemble de détecteurs de flux neutronique (7, 8) qui comporte un nombre de détecteurs (8) au plus égal à 15% du nombre des assemblages de combustible (2) du coeur (1), - on utilise un code de calcul du flux neutronique et on prend en compte les mesures fournies par l'ensemble de détecteurs de flux neutroni que pour obtenir la répartition volumique instantanée du flux neutronique dans l'ensemble du coeur (1) sous la forme d'un ensemble de valeurs du flux neutronique en des points répartis dans le ceeur, - on calcule au moins un paramètre de fonctionnement du coeur à partir de la répartition volumique instantanée du flux neutronique et, - on déclenche une alarme si l'au moins un paramètre de fonctionne ment est en dehors d'une plage fixée. 2.- Procédé de surveillance suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que, pour obtenir la répartition instantanée du flux neutronique dans l'ensemble du coeur (1) - on effectue un calcul instantané, sur le site du réacteur, de la répar tition volumique du flux à l'intérieur du c#ur, sous la forme d'un ensemble de valeurs de flux neutronique aux différents points répartis dans le coeur com prenant un premier sous-ensemble de positions instrumentées où sont si tuées les sondes de mesure de flux neutronique et un second sous- ensemble de positions non instrumentées, à partir de paramètres en prove- nance des équipements de la tranche, en utilisant le code de calcul de flux neutronique, - on calcule les écarts entre les valeurs de flux obtenues par les me sures et les valeurs correspondantes calculées à partir des paramètres en provenance des équipements de la tranche, pour chacune des positions instrumentées, - on calcule, à partir des écarts relatifs aux positions instrumentées, par un processus d'extension, les écarts correspondants pour chacune des positions non instrumentées, - on ajoute algébriquement les valeurs desdits écarts aux valeurs de la répartition volumique du flux obtenues à partir des paramètres en prove nance des équipements de la tranche, pour obtenir la valeur mesurée de la répartition volumique du flux en chacun des points répartis dans le coeur (1). 3.- Procédé de surveillance suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que, pour obtenir la répartition instantanée du flux neutronique dans l'ensemble du coeur (1) - on effectue un premier calcul instantané, sur le site du réacteur, de la répartition volumique du flux neutronique à l'intérieur du coeur (1) sous la forme d'un ensemble de valeurs de flux neutronique aux différents points répartis dans le coeur (1) comprenant un ensemble de positions instrumen tées dans lesquelles sont situées les sondes de mesure de flux neutronique, à partir de paramètres en provenance des équipements de la tranche, en utilisant le code de calcul du flux neutronique, - on calcule les écarts entre les valeurs du flux neutronique obtenues par les mesures et les valeurs correspondantes calculées à partir des para mètres en provenance des équipements de la tranche, pour chacune des positions instrumentées, - on utilise les écarts calculés pour effectuer une correction de para mètres de définition du code de calcul de flux neutronique, et - on effectue un deuxième calcul instantané, sur le site du réacteur nucléaire de la répartition instantanée du flux neutronique à l'intérieur du coeur (1), à partir des paramètres en provenance des équipements de la tranche, en utilisant le code de calcul de flux neutronique comportant des paramètres de définition corrigés. 4.- Procédé de surveillance suivant l'une quelconque des revendica tions 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que l'on utilise des valeurs instantanées des paramètres en provenance des équipements de la tranche et les derniè res valeurs de flux neutroniques déterminées en chacun des points du c#ur pour calculer de nouvelles valeurs instantanées de flux neutronique, en utili sant le code de calcul, de manière simplifiée. 5. Procédé de surveillance suivant furie quelconque des revendica- tions-1 à 4, caractérisé par le fait que dans le cas d'un c#ur (1) renfermant un nombre d'assemblages de combustible voisin de 200, on utilise un nom bre de détecteurs n inférieur à 30. 6. Procédé suivant la revendication 5, caractérisé par le fait que dans le cas d'un c#ur (1) d'un réacteur nucléaire renfermant 193 assembla ges de combustible, on utilise un nombre de détecteurs n égal à 16. 7. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 6, ca ractérisé par le fait que l'au moins un paramètre de fonctionnement du c#ur (1) du réacteur nucléaire est un des paramètres suivant : puissance linéique Plin, rapport d'échauffement critique REC, déséquilibre axial de puissance Dpax, déséquilibre azimutal de puissance Dpaz, marge d'anti-réactivité MAR. 8. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 7, ca ractérisé par le fait qu'on réalise un traitement de conditionnement des si gnaux de mesure fournis par les sondes (9) des détecteurs (8) comportant un traitement d'accélération en ligne des signaux sous forme de courant électrique, en effectuant, pour chaque signal, l'isolation d'un signal électri que dû à un phénomène de production rapide d'électrons et en utilisant une fonction inverse de transfert, pour la détermination d'une valeur du flux neu tronique à partir du courant électrique isolé du signal de courant. 9. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 8, carac térisé par le fait qu'on réalise une mesure de flux neutronique en utilisant l'ensemble de détecteurs de flux à des intervalles de temps inférieurs à une minute et préférentiellement de l'ordre de 30 secondes. 10. Dispositif de surveillance d'au moins un paramètre de fonction nement du c#ur (1) d'un réacteur nucléaire, constitué par une pluralité d'assemblages de combustible (2) disposés de manière juxtaposée suivant la hauteur du c#ur (1) du réacteur, en utilisant un ensemble (7) de détec teurs de mesure (8) de flux neutronique introduit dans une partie au moins des assemblages de combustible (2) du c#ur (1) comportant chacun une pluralité de sondes de mesure de flux neutronique (9) réparties suivant la hauteur du c#ur (1), caractérisé par le fait qu'il comporte un nombre n de détecteurs (8) introduits en position fixe dans des assemblages de combus tible (2) répartis suivant la section du c#ur (1) du réacteur nucléaire en nombre au plus égal à 15% du nombre des assemblages combustible du coeur, des moyens (15) de conditionnement des signaux des sondes (9) des détecteurs (8), des moyens de traitement (19a, 19b) pour déterminer la ré partition de puissance dans le c#ur et l'au moins un paramètre de fonction nement du coeur, des moyens (19a, 19b) de comparaison de l'au moins un paramètre de fonctionnement avec au moins une limite prédéterminée, et d'élaboration d'un signal d'alarme et des moyens (13) d'affichage d'un signal d'alarme, dans le cas du dépassement d'une valeur limite par l'au moins un parâmètre de fonctionnement. 11. Dispositif suivant la revendication 10, caractérisé par le fait que les sondes de mesure de flux neutronique (9) des détecteurs (8) sont cons tituées par des collectrons. 12. Dispositif suivant la revendication 11, caractérisé par le fait que les collectrons (9) comportent un émetteur en un matériau à base de rho dium.