FR 2796196 A1 20010112 FR 9908652 A 19990705 L'invention concerne un procédé et un dispositif de surveillance d'au moins un paramètre de fonctionnement du c#ur 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 c#ur 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 c#ur. 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 c#ur sont conformes aux conditions cor respondant à un fonctionnement normal et satisfaisant du c#ur. 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 c#ur, 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 c#ur permettant de déterminer la répartition du flux neutronique dans l'ensemble du c#ur, en trois dimen sions. Les paramètres caractéristiques de l'état du c#ur 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 c#ur, 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 c#ur du réacteur nucléaire, il est nécessaire de déterminer les paramètres de fonctionnement du c#ur et donc la répartition de flux neutronique dans le c#ur, en un temps aussi bref que possible. Les mesures de flux neutronique dans le c#ur 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 c#ur sont généralement disposées pour effectuer les mesures dans quatre zones à la périphérie du c#ur du réacteur nucléaire et situées symétriquement, par rapport à deux plans de symétrie axiale du c#ur 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 c#ur, dans la direction circonférentielle. Toutefois, ces dispositifs externes ne fournissent que des valeurs appro chées du flux neutronique à l'intérieur du c#ur 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 c#ur, 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 c#ur, 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 c#ur 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 c#ur. Par exemple, dans le cas d'un c#ur comportant 177 assemblages de combustible, on utilise généralement 56 voies de mesure. De même, on utilise 58 voies de mesure pour un c#ur de 193 assemblages de combusti ble, 50 voies de mesure pour un c#ur de 157 assemblages de combustible et 60 voies de mesure pour un c#ur 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 c#ur. On peut ainsi réaliser de nombreux points de mesure du flux neutronique, suivant la hauteur du c#ur, avec un espacement faible. D'autre part, compte tenu de la répartition des assemblages de combustible instrumentés dans le c#ur et des symétries du c#ur, 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 c#ur du réacteur nucléaire. La détermination précise de la carte de flux du c#ur n'est réalisée que périodiquement et ne peut donc pas être utilisée pour des fonctions de surveillance en continu du fonctionnement du c#ur 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 c#ur 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 c#ur 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 c#ur. 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 coeur 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 du c#ur 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 c#ur, en utilisant un ensemble de détecteurs de mesure de flux neutronique introduit dans une partie au moins des assemblages de com bustible du c#ur, comportant chacun une pluralité de sondes de mesure de flux neutronique fixes réparties suivant la hauteur du c#ur, ce procédé per- mettant de réaliser une détermination rapide et précise de la répartition du flux dans le c#ur et de l'au moins un paramètre de fonctionnement du c#ur, à partir de cette répartition et d'exercer une surveillance sensiblement en temps réel. 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 pour obtenir les signaux de mesure, un sous ensemble de détecteurs de flux neutronique sélectionnés parmi l'ensemble de détecteurs introduits dans des assemblages du c#ur, le nombre n de détecteurs du sous ensemble étant au plus égal à 15% du nombre d'assemblages de combustible dans le c#ur, - on utilise un code de calcul du flux neutronique et on prend en compte les mesures fournies par le sous-ensemble de détecteurs de flux neutronique pour obtenir la répartition instantanée du flux neutronique dans le c#ur, sous la forme d'un ensemble de valeurs du flux neutronique en des points répartis dans le c#ur. - on calcule au moins un paramètre de fonctionnement du c#ur, à partir de la répartition instantanée du flux neutronique et, - on déclenche une alarme si l'au moins un paramètre est en dehors 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 n sondes de mesure de flux neutronique du sous-ensemble de détecteurs et un second sous-ensemble de positions non instrumentées, à partir de paramètres 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 coeur, - on ajoute une valeur algébrique aux valeurs de flux de la répartition volumique obtenues à partir des paramètres en provenance des équipe ments de la tranche, pour réduire l'écart calculé en chacun des points répar tis dans le coeur. Selon un second mode de réalisation de l'invention, pour obtenir la répartition instantanée du flux neutronique dans l'ensemble du c#ur: .- on effectue un premier calcul instantané, sur le site du réacteur, de la répartition volumique du flux neutronique à l'intérieur du c#ur sous la forme d'un ensemble de valeurs de flux neutronique aux différents points répartis dans le c#ur comprenant un ensemble de positions instrumentées dans lesquelles sont situées les sondes de mesure de flux neutronique du sous-ensemble de détecteurs, 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 c#ur, 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 à titre d'exemple en se référant aux figures jointes en annexe, un mode de réalisation du procédé suivant l'invention dans le cas d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression et le dispositif de surveillance utilisé. La figure 1 est une vue schématique montrant l'ensemble d'un dis positif de surveillance pour la m'ise en #uvre du procédé de l'invention. La figure 2 est une représentation schématique partielle des moyens de traitement des signaux de mesure et de moyens de surveillance du dis positif pour la mise en #uvre du procédé de l'invention. La figure 3 est un schéma fonctionnel montrant la mise en #uvre du procédé de surveillance suivant l'invention. Sur la figure 1, on a représenté la section transversale par un plan horizontal du c#ur 1 du réacteur nucléaire constitué par des assemblages de combustible 2 de forme prismatique droite à base carrée, disposés de manière adjacente dans la direction verticale du c#ur 1. Une partie des assemblages de combustible du c#ur est constituée par des assemblages de combustible instrumentés, c'est-à-dire des assem blages de combustible dans lesquels un détecteur de flux neutronique est introduit à l'intérieur d'un doigt de gant lui-même introduit à l'intérieur du tube de guide d'instrumentation de l'assemblage de combustible. Dans le cas d'un c#ur de réacteur nucléaire 1 comportant 193 as semblages de combustible, comme représenté sur la figure 1, pour la mise en #uvre du procédé de l'invention, par exemple 48 assemblages (marqués d'une croix) répartis dans la section du c#ur sont instrumentés. Les 48 assemblages de combustible instrumentés sont reliés cha cun à l'une de 48 voies de mesure 3 dont la partie d'extrémité est constituée par le doigt de gant, lui-même situé à l'intérieur du tube d'instrumentation de l'assemblage de combustible dans lequel est disposé de manière fixe un détecteur de flux neutronique ou canne de mesure. Le détecteur qui com porte plusieurs sondes de mesure réparties suivant sa longueur est introduit à l'intérieur du doigt de gant lui-même situé à l'intérieur du tube d'instrumentation de l'assemblage de combustible instrumenté sur toute la hauteur du c#ur. Sur la figure 1, on a représenté, à titre d'exemple, à une échelle agrandie, une canne de mesure ou détecteur 8 disposée à l'une des extré mités de l'une des 48 voies de mesure 3. Le détecteur 8 comporte 8 sondes de mesure 9 constituées chacune par un collectron, espacées l'une de l'autre d'une distance fixe suivant la longueur du détecteur 8. De préférence, les collectrons 9 sont des collectrons comportant un émetteur en un matériau à base de rhodium. Chacune des voies de mesure 3 est reliée à son extrémité opposée au c#ur du réacteur nucléaire, à un calculateur 4 disposé dans la salle des calculateurs 5 de la centrale nucléaire. Le calculateur 4 constitue le calcula teur du système d'instrumentation interne du c#ur, qui sera désigné par la suite sous la forme de l'abréviation RIC (Reactor Incore ou Réacteur Instru mentation C#ur). Le calculateur 4 est utilisé pour établir, à partir des signaux de me sure des 48 voies de mesure 3, la répartition du flux neutronique dans le c#ur, en trois dimensions. Le dispositif de surveillance représenté sur la figure 1 comporte de plus huit coffrets de raccordement 6 des voies de mesure 3, à chacun des quels sont reliées 8 voies de mesure 3. Chacun des coffrets 6 comporte une unité de pré-traitement 7 des signaux de mesure. L'invention est mise en ceuvre, en sélectionnant de manière infor matique depuis la salle de commande du réacteur nucléaire, 16 voies de mesure, et donc 16 détecteurs 8, parmi les 48 voies de mesure, pour réali ser un traitement rapide sur les signaux de mesure des 16 voies de mesure sélectionnées, afin de déterminer, avec une périodicité dans le temps relati vement courte, la répartition de puissance dans le c#ur 1 du réacteur nu cléaire et les paramètres de fonctionnement du c#ur dans le but de réaliser une surveillance du c#ur 1 du réacteur nucléaire, pratiquement en temps réel. Pour cela, l'unité de surveillance 10 est constituée d'un calculateur dans lequel on introduit les données relatives au sous-ensemble de détec teurs sélectionnés. Les signaux de mesure fournis par les 16 voies de mesure sélec tionnées sont transmis à une unité de conditionnement 11 qui permet de réaliser une accélération en ligne des signaux représentatifs du flux neutro nique, de la manière qui sera décrite plus loin. Les signaux à la sortie de l'unité de conditionnement 11 sont en voyés dans l'unité de surveillance 10 permettant de déterminer la répartition du flux neutronique et de la puissance dans le c#ur du réacteur nucléaire, de calculer les paramètres de fonctionnement du c#ur du réacteur nucléaire et de comparer ces paramètres à des valeurs limites. Sur la figure 2, on a représenté une unité de pré-traitement 7 des si gnaux reçus par un coffret 6, ces signaux étant transmis par six voies de mesure reliées chacune à un détecteur 8 équipé de huit sondes de mesure de flux neutronique constituées par des collectrons, réparties suivant la di rection longitudinale du détecteur 8 placé dans le c#ur à l'intérieur d'un doigt de gant lui-même placé à l'intérieur d'un tube d'instrumentation d'un assemblage de combustible. L'unité de pré-traitement 7 reçoit les signaux de mesure provenant de chacune des sondes de mesure par l'intermédiaire d'un fil de mesure et d'un fil témoin. Dans l'unité de pré-traitement 7, pour chacune des sondes de mesure reliées à l'unité de pré-traitement 7, on soustrait du signal de me sure transmis par le fil de mesure, le signal transmis par le fil témoin et le signal de mesure résultant est traité dans un filtre électronique 12 qui réalise un filtrage du signal de mesure. Le signal filtré est numérisé dans une unité 13 de conversion analogique numérique. Le signal numérique est transmis, par l'intermédiaire de l'unité de conditionnement 11, à une unité de traite ment 14 du calculateur 10 disposée à l'intérieur d'une armoire 16 de la salle de protection de la centrale nucléaire qui renferme également une unité 15 d'acquisition de paramètres de conduite du réacteur nucléaire du calculateur 10. Le principe de l'accélération en ligne effectuée à l'intérieur d'une unité de conditionnement 11 sera expliqué ci-dessous. Le signal de mesure des collectrons est obtenu sous la forme d'un courant électrique à partir de trois composantes : - deux composantes du courant sont obtenues par production d'électrons à désintégration radioactive bêta du matériau du collectron, sous l'effet du flux neutronique dans le c#ur du réacteur nucléaire ; ces deux pro cessus de création de courant électrique ont des périodes de 60 secondes et de quatre minutes environ, respectivement, dans le cas d'un collectron au rhodium. - un processus de création d'électrons par effet Compton dû à l'émis sion secondaire de rayons gamma produite dans le collectron, du fait du bombardement neutronique et au rayonnement gamma en provenance du c#ur auquel est soumis le collectron, ce processus de formation d'électrons et donc du courant électrique étant très rapide et pratiquement instantané. On connaît la fonction de transfert qui détermine le courant émis par le collectron en fonction du flux neutronique reçu. On sait également isoler la composante de courant due à l'effet Compton. On utilise la fonction inverse de la fonction de transfert ou tout autre procédé mathématique pour déter miner le flux neutronique à partir du courant émis par le processus rapide dû à l'effet Compton. On accélère ainsi la réponse du détecteur dans la déter mination du flux neutronique, cette réponse devenant pratiquement instan tanée. Dans le cas du dispositif utilisé pour la mise en #uvre du procédé de l'invention représenté sur la figure 2, l'accélération des mesures de flux neu tronique est réalisée en ligne à l'intérieur de l'unité de conditionnement 11 disposée sur les lignes de transmission de signaux à l'unité de traitement 14. L'unité de traitement 14 calcule, en tenant compte des signaux de mesure de flux neutronique numérisés qu'elle reçoit, le flux neutronique, la distribu tion du flux et la distribution de puissance dans le c#ur du réacteur nu cléaire ainsi que des paramètres de fonctionnement du c#ur du réacteur nucléaire. Par comparaison des paramètres de fonctionnement du c#ur du réacteur nucléaire à des limites définies lors de la conception du réacteur nucléaire, l'unité de traitement 14 permet de déterminer des marges entre les paramètres mesurés et les limites et d'élaborer des signaux d'alarme, dans le cas où l'un des paramètres franchit une limite. Les résultats du calcul effectué par l'unité de traitement 14 sont transmis par une ligne 21 vers un système de gestion des alarmes du réac teur nucléaire désigné par l'appellation controbloc. Les résultats de calcul relatifs à la distribution de flux et de puis sance et aux marges et alarmes des paramètres de fonctionnement du c#ur sont également transmis par une ligne 17, à une unité 18 appelée système d'archivage local (SAL) assurant le stockage des données dans une mé moire. Le système d'archivage 18 reçoit également les données relatives aux mesures de flux en provenance des unités de pré-traitement 7. Le sys tème d'archivage 18 est relié à une imprimante 19 permettant d'éditer cer taines des données archivées à la demande. 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 c#ur sous la forme d'un ensemble de valeurs du flux en des points répartis dans le c#ur, 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. L'unité de traitement 14 est également reliée à un ou plusieurs écrans 20 dans la salle de commande du réacteur nucléaire, de manière à afficher les résultats des calculs relatifs à la distribution de flux et de puis sance et aux marges des paramètres de fonctionnement. Dans le cas où l'un des paramètres de fonctionnement du c#ur du réacteur nucléaire dépasse une certaine limite, l'unité de traitement 14 produit un signal d'alarme qui est transmis en salle de commande pour déclencher une alarme qui peut être une alarme visuelle, sur l'un des écrans 20 ou une alarme sonore ou tout autre type d'alarme. Les paramètres de fonctionnement du c#ur du réacteur nucléaire qui peuvent être calculés et déterminés par l'unité de traitement 14, à partir de la répartition de flux ou de puissance dans le c#ur du réacteur nucléaire comportent généralement les paramètres suivants : - la puissance linéique (Plin), c'est-à-dire la puissance par unité de longueur des éléments de combustible du c#ur du réacteur, - le rapport d'échauffement critique (REC) traduisant l'écart de l'échauffement des éléments de combustible par rapport à un échauffement critique, - le déséquilibre axial de puissance du c#ur (Dpax), - le déséquilibre azimutal de puissance du c#ur (Dpaz), - la marge d'antiréactivité (MAR). L'unité de traitement 14 calcule les valeurs du flux et la répartition du flux dans le c#ur, sensiblement en temps réel, en utilisant un logiciel de cal cul neutronique tri-dimensionnel, à partir des mesures neutroniques en pro venance des 16 détecteurs de flux sélectionnés parmi les 48 détecteurs in troduits dans le coeur du réacteur nucléaire. L'unité de traitement calcule les paramètres de fonctionnement du c#ur et les marges à partir de la répartition de puissance. Le fait qu'on utilise un nombre de détecteurs réduit, sélectionnés parmi l'ensemble de détecteurs pour déterminer la répartition du flux permet de réduire de manière très importante le temps de traitement. Ce temps de traitement est de l'ordre de 30 secondes dans le cas d'une sélection de 16 détecteurs parmi l'ensemble des détecteurs. On peut donc effectuer les me sures et déterminer la répartition du flux dans le c#ur avec une périodicité de 30 secondes. A titre de comparaison, dans le cas où l'on utiliserait un ensemble habituel de détecteurs, par exemple 58 détecteurs répartis dans le c#ur pour déterminer la répartition du flux et de la puissance du réacteur nu cléaire, le temps de traitement serait de l'ordre de 6 minutes. De manière générale, dans le cas de l'invention, on réalise avec une périodicité de l'ordre de 30 secondes et toujours inférieure à une minute, en utilisant un ensemble de détecteurs sélectionnés, des mesures et des calculs permet tant de déterminer la répartition du flux neutronique dans le c#ur et diffé rents paramètres de fonctionnement du c#ur ainsi que leur marge par rap port à des valeurs limites. On déclenche des alarmes lorsque des paramè tres de fonctionnement franchissent des limites. Ces mesures et calculs effectués avec une périodicité inférieure à une minute et par exemple de l'ordre de 30 secondes permettent de déter miner la répartition du flux pratiquement en temps réel dans le réacteur nu cléaire et d'exercer une surveillance continue sur le fonctionnement du c#ur. Comme il est visible sur la figure 2, les moyens de mesure et de traitement comportent également, reliés à l'unité d'acquisition 15, un ensem ble de moyens permettant de faire parvenir à l'unité d'acquisition des valeurs de paramètres en provenance des équipements de la tranche. Par l'intermédiaire d'unités 22 appelées unités de transfert de grandeurs numéri ques (UTGN), l'unité d'acquisition peut recevoir des données telles que les températures et pressions dans les boucles du circuit primaire du réacteur nucléaire et le niveau de puissance du réacteur déterminé par un bilan en- thalpique. L'unité d'acquisition 15 reçoit également par l'intermédiaire d'une lo gique de traitement de position des grappes (LTPG) 23, des données sur la position des différentes grappes de réglage de la réactivité du c#ur du réacteur nucléaire. L'unité d'acquisition qui est reliée à des modules 24 de mesure gé- nérale de la température en sortie du c#ur (KRG) reçoit également des données relatives à la température du c#ur. L'instrumentation du coeur 25 (RPN) fournit la puissance neutronique du c#ur. Enfin, un boremètre 26 fournit des indications sur la teneur en bore de l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire. Toutes ces données traitées et transmises par l'unité d'acquisition permettent d'afficher les valeurs des paramètres dans la salle de commande du réacteur et de fournir des indications sur le fonctionnement et le pilotage du réacteur nucléaire. Le traitement des paramètres en provenance des équipements 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 au système d'archivage local (SAL) 18 relié à l'imprimante 19. 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 c#ur du réacteur nu- cléaire et de paramètres de fonctionnement du c#ur 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 #uvre dans un calculateur sur le site du réacteur nucléaire et qui permet de déterminer la distribution neutronique volumique dans le c#ur, sous la forme d'un ensemble de valeurs du flux neutronique en différents points répartis suivant tout le volume du c#ur 1 du réacteur nucléaire. Par exemple, dans le cas d'un réacteur nucléaire comportant un c#ur 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 c#ur du réacteur nucléaire. La répartition volumique du flux neutronique dans le c#ur 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 c#ur du réacteur nucléaire, N étant choisi en fonction de la précision souhaitée. Parmi les 193 x N points répartis dans le c#ur, 16 x 8 points corres pondent aux positions dans lesquelles sont disposées des sondes de me sure de flux neutronique constituant le sous-ensemble de sondes sélection nées dans le cadre du procédé de surveillance de l'invention. Les positions correspondantes sont désignées comme positions instrumentées, les 193 x N - 16 x 8 positions restantes étant désignées comme positions non instru mentées. 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, 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 c#ur, est paramétré par entrée dans le code de calcul, au niveau du module 30', des paramètres de définition tels que l'enrichissement du combustible nucléaire dans le c#ur et la concentra tion en xénon dans le c#ur. 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 mesurées 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 mesurées,* 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 #uvre 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 c#ur. 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 c#ur 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 c#ur, 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 c#ur 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, si nécessaire, 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. En outre, on peut réaliser avec une périodicité beaucoup plus grande que la périodicité de réalisation des mesures sur l'ensemble de dé- tecteurs sélectionnés, par exemple une fois par jour, au lieu d'un mois dans le cas de détecteurs mobiles, des mesures sur l'ensemble des 58 détecteurs introduits dans le c#ur, pour déterminer une carte de flux neutronique plus précise. On peut ainsi réaliser périodiquement un ajustement et un reca- drage de la répartition de flux déterminée en temps réel par l'unité de traite ment 14. L'établissement d'une carte de flux neutronique en utilisant l'ensemble des détecteurs de mesure de flux est réalisé par le calculateur 4 du RIC, dont la fonction habituelle est de réaliser des cartes de flux complè tes et précises. Dans le cadre de l'invention également, en dehors des périodes où il est utilisé pour des calculs de flux neutronique, le modèle neutronique im planté dans le calculateur du système RIC peut être utilisé pour effectuer des calculs prédictifs sur l'évolution du c#ur du réacteur nucléaire et des simulations pour apporter une aide au pilotage, c'est-à-dire pour définir l'action correctrice à entreprendre sur les variables de pilotage en cas d'alarme. En équipant le calculateur RIC 4 d'une unité de conditionnement telle que l'unité de conditionnement 11, on pourrait l'utiliser comme calcula teur de secours pour la mise en #uvre du procédé de l'invention, si les temps de calcul sont suffisamment courts pour respecter les consignes rela tives à la surveillance. De manière générale, l'émission d'une alarme doit conduire à une action correctrice sur les variables de pilotage utilisées pour la conduite du réacteur et par exemple à une réduction de la puissance du réacteur, à un repositionnement des grappes ou à une injection de bore ou d'eau de dilu tion dans l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire. Ces actions peuvent être déterminées en particulier par les calculs prédictifs et les simulations effectuées avec le calculateur du système RIC. Le procédé et le dispositif de l'invention permettent donc de déter miner très rapidement, pratiquement en temps réel, la répartition de puis sance dans le c#ur du réacteur nucléaire et les paramètres de fonctionne ment du c#ur et de comparer ces paramètres pour obtenir des marges ou pour déclencher des alarmes. En outre, on peut effectuer à des intervalles de temps relativement grands, de l'ordre d'un jour, mais nettement plus fai bles que les intervalles de temps auxquels on effectue habituellement des relevés complets et précis de flux neutronique dans le c#ur (de l'ordre d'un mois dans le cas de détecteurs mobiles), l'ajustement de la répartition de puissance dans le c#ur. L'invention ne se limite pas au mode de réalisation décrit. Le nombre de détecteurs sélectionnés à des intervalles de temps faibles déterminés inférieurs à une minute, pour mesurer et calculer la ré partition de flux neutronique dans le c#ur peut être différent de 16, ce nom bre dépendant en fait du nombre d'assemblages de combustible dans le coeur et de la vitesse de calcul du calculateur. Pour la mise en #uvre du procédé suivant l'invention, le nombre de détecteurs dans l'ensemble de détecteurs sélectionnés doit être de manière générale inférieur à 15% du nombre des assemblages de combustible dans le c#ur. En particulier, pour un c#ur comportant à peu près 200 assemblages de combustible, le nom bre de détecteurs sélectionnés sera toujours inférieur à 30. Le nombre total de détecteurs introduits dans le c#ur qui était de 48 dans le cas de l'exemple décrit est également déterminé en fonction du nombre total d'assemblages de combustible dans le c#ur. Du fait des symétries dans le c#ur, il est possible de déterminer la répartition des détecteurs dans un quart du c#ur. Le nombre total de dé- tecteurs introduits dans le c#ur est donc généralement un multiple de 4. Ce nombre peut être en particulier de l'ordre du quart du nombre des assem blages de combustible. Par exemple, dans le cas d'un c#ur comportant 193 assemblages de combustible, on utilise 48 détecteurs. Le nombre de détecteurs sélection nés pour chacune des mesures à des intervalles de temps faibles détermi nés est généralement de l'ordre du tiers du nombre total de détecteurs dans le coeur, c'est-à-dire de l'ordre du douzième du nombre des assemblages de combustible dans le c#ur. Comme expliqué plus haut, ce nombre de ma nière plus générale est inférieur à 15% du nombre des assemblages de combustible. Les détecteurs de mesure de flux neutronique positionnés à cote fixe dans le c#ur comportent généralement des sondes de mesure consti tuées par des collectrons. D'autres types de sondes de mesure peuvent également être utilisés, à partir du moment où ces sondes de mesure peu vent être maintenues en permanence dans le c#ur du réacteur en fonction nement. Dans le cas où l'on utilise des collectrons, ces collectrons peuvent comporter de manière préférentielle un émetteur en matériau à base de rho dium mais il est également possible d'utiliser des collectrons comportant un émetteur en un matériau à base de cobalt. Cependant de tels détecteurs comportant des collectrons ayant un émetteur à base de cobalt ne sont pas du tout appropriés pour constituer les détecteurs de l'ensemble de détec teurs introduit dans le c#ur et utilisés pour des mesures de flux servant à la détermination de la répartition de flux neutronique par le calculateur RIC. L'utilisation de détecteurs comportant des collectrons à base de co balt doit donc être réservée à l'ensemble de détecteurs utilisés pour la sur veillance continue et la protection du c#ur du réacteur nucléaire et permet tant de déterminer rapidement la répartition de flux dans le c#ur. Dans ce cas, il n'est plus possible de sélectionner un sous-ensemble de détecteurs parmi l'ensemble de détecteurs du c#ur pour effectuer les mesures à des intervalles de temps faibles, pour la surveillance du c#ur. Seul un ensemble de détecteurs comportant des collectrons au cobalt est alors utilisé à cette fin. La périodicité des mesures et calculs conduisant à l'obtention du ou des paramètres de fonctionnement du c#ur peut être fixée à une valeur in férieure à une minute, dans le cadre de l'invention. Un des intérêts principaux de l'invention est de permettre de déter miner rapidement les marges de fonctionnement du réacteur nucléaire, avec une bonne précision, ce qui permet d'améliorer les performances et le ren dement du réacteur nucléaire. L'invention s'applique dans le cas de tout réacteur nucléaire com portant un c#ur dans lequel on peut introduire des détecteurs de mesure de flux qui sont maintenus dans le réacteur nucléaire pendant son fonctionne ment. REVENDICATIONS 1.- Procédé de surveillance d'au moins un paramètre de fonction nement du c#ur (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 une direction verticale du c#ur (1), en utilisant un ensemble de détecteurs de mesure de flux neutronique (8) intro duit dans une partie au moins des assemblages de combustible (2) du c#ur, comportant chacun une pluralité de sondes (9) de mesure de flux neutroni que fixes réparties suivant la direction verticale du c#ur (1), caractérisé par le fait que, pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, à des interval les de temps déterminés : - on réalise une mesure de la répartition volumique du flux neutroni que, en utilisant, pour obtenir les signaux de mesure, un sous-ensemble de détecteurs de flux neutronique (8) sélectionnés parmi l'ensemble de détec teurs (8) introduits dans des assemblages du c#ur, le nombre n de détec teurs (8) du sous-ensemble étant au plus égal à 15% du nombre d'assem blages de combustible (2) dans le c#ur (1), - on utilise un code de calcul du flux neutronique et on prend en compte les mesures fournies par le sous-ensemble de détecteurs de flux neutronique pour obtenir la répartition instantanée du flux neutronique dans le c#ur (1), sous la forme d'un ensemble de valeurs du flux neutronique en des points répartis dans le c#ur, - on calcule au moins un paramètre de fonctionnement du c#ur, à partir de la répartition instantanée du flux neutronique et, - on déclenche une alarme si l'au moins un paramètre 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 c#ur (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 c#ur com prenant un premier sous-ensemble de positions instrumentées où sont si- tuées les sondes de mesure de flux neutronique du sous-ensemble de dé- tecteurs (8) et un second sous-ensemble de positions non instrumentées, à partir de paramètres en provenance des équipements de la tranche, en utili sant 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, des écarts correspondants pour chacune des positions non instrumentées, - on ajoute une valeur algébrique aux valeurs de flux de la répartition volumique obtenues à partir des paramètres en provenance es équipements de la tranche, pour réduire l'écart calculé 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 c#ur (1) comprenant un ensemble de positions instrumen tées dans lesquelles sont situées les sondes de mesure de flux neutronique du sous-ensemble de détecteurs (8), à partir de paramètres en provenance des équipements de la tranche, en utilisant le code de calcul du flux neutro- nique, _ 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 c#ur (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 des valeurs de flux neutro nique, en utilisant le code de calcul, de manière simplifiée. 5.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, ca ractérisé par le fait, qu'à des intervalles de temps supérieurs aux intervalles de temps déterminés auxquels on effectue des mesures avec le sous- ensemble de détecteurs (8) sélectionnés, cet intervalle de temps supérieur étant généralement de l'ordre d'une journée, on effectue une mesure de flux neutronique en utilisant l'ensemble des détecteurs (8) introduits dans le c#ur du réacteur nucléaire, on calcule une répartition de flux neutronique précise en tenant compte des mesures, dans un calculateur tel que le cal culateur du système d'instrumentation du réacteur nucléaire (RIC) et on réa lise un recadrage de la répartition de flux neutronique déterminée en tenant compte des mesures effectuées sur le sous-ensemble sélectionné de dé- tecteurs (8), à partir de la répartition précise de flux neutronique. 6. Procédé suivant la revendication 5, caractérisé par le fait qu'on utilise le calculateur (4) du système d'instrumentation du réacteur nucléaire (RIC), en dehors des périodes où ce calculateur (4) est utilisé pour détermi ner une répartition de flux neutronique dans le c#ur (1) précise et pour ef fectuer des calculs prédictifs et des simulations, de manière à définir des actions correctrices à entreprendre sur les variables de pilotage du réacteur nucléaire en cas d'alarme. 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'antiréactivité 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. 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 une direction verticale du c#ur (1) comportant un ensemble de détecteurs (8) de mesure de flux neutronique introduit dans une partie au moins des assemblages de combustible (2) du c#ur (1) comprenant chacun une plura lité de sondes de mesure (9) de flux neutronique réparties suivant la direc tion verticale du c#ur (1), l'ensemble des détecteurs de mesure de flux neutronique (8) étant relié à un calculateur (4) constituant le calculateur du système d'instrumentation (RIC) du réacteur nucléaire, caractérisé par le fait qu'il comporte une unité de surveillance (10) reliée aux détecteurs (8) de flux neutronique et pilotée par un calculateur de conduite du réacteur nucléaire pour recevoir des signaux de mesure d'un sous-ensemble de détecteurs (8) sélectionnés parmi les détecteurs de l'ensemble (8) introduits dans le c#ur, le sous-ensemble comportant un nombre n de détecteurs (8) de flux neutro nique au plus égal à 15% du nombre des assemblages de combustible (2) dans le coeur (1) du réacteur nucléaire, et que l'unité de surveillance (10) comporte une unité de traitement (14) pour la détermination de la distribution de flux et de puissance dans le coeur du réacteur nucléaire et le calcul de l'au moins un paramètre de fonc tionnement du c#ur (1) du réacteur nucléaire et de marges du paramètre de fonctionnement par rapport à des limites et pour l'élaboration de signaux d'alarme dans le cas du dépassement d'une valeur limite par l'au moins un paramètre de fonctionnement du coeur (1) du réacteur nucléaire. 10. Dispositif suivant la revendication 9, caractérisé par le fait que les détecteurs (8) sont reliés à l'unité de surveillance (10), par l'intermédiaire d'une unité de conditionnement (11) comportant des moyens d'accélération en ligne des signaux de mesure provenant de sondes de mesure (9) consti tuées de collectrons. 11. Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 9 et 10, caractérisé par le fait que les sondes de mesure (9) sont constituées par des collectrons ayant un émetteur en un matériau à base de rhodium. 12.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 9 à 11, caractérisé par le fait que le calculateur d'instrumentation du réacteur nu cléaire (RIC) (4) est équipé d'une unité de conditionnement des signaux de mesure pour servir de calculateur de secours de l'unité de surveillance (10).