FR 3122030 A1 20221021 FR 2103869 A 20210414 Procédé et ensemble de pilotage d’un réacteur nucléaire, réacteur nucléaire équipé d’un tel ensemble Le procédé de pilotage comprend les étapes suivantes : S20/ acquisition de valeurs courantes de paramètres opératoires du réacteur ; S30/ de manière itérative, mise en œuvre des sous-étapes suivantes : S31/ génération d’une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau S32/ calcul d’une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur (3) du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant un programme de puissance, des valeurs courantes de paramètres opératoires et la séquence d’injection considérée, l’évolution étant calculée à l’aide d’un modèle prédictif du cœur du réacteur ; S33/ évaluation d’une fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée ; les sous-étapes S31/ à S33/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait ; les étapes S20/ et S30 étant répétées avec une période inférieure à 60 minutes. Figure pour l'abrégé : 2 Procédé et ensemble de pilotage d’un réacteur nucléaire, réacteur nucléaire équipé d’un tel ensemble L’invention concerne en général le pilotage des réacteurs nucléaires, notamment pendant les transitoires de puissance. Ces dernières années, des équipements de production d’électricité renouvelable ont été raccordés en nombre au réseau de distribution électrique. En conséquence, les prix de l’électricité peuvent être inférieurs à zéro sur le marché lorsque la production d’électricité solaire ou éolienne est importante. Un prix de marché de l’électricité inférieur à zéro devrait pousser les exploitants de réacteurs nucléaires à baisser rapidement la puissance électrique produite par le réacteur. Une remontée à puissance élevée est en revanche souhaitée lorsque les prix de l’électricité redeviennent positifs. La majeure partie des réacteurs nucléaires de type PWR (Réacteur à Eau Pressurisée ou REP en français) dans le monde sont exploités selon un mode désigné généralement comme étant le mode A. Ces réacteurs sont conçus pour un fonctionnement en base, c’est-à-dire à une puissance électrique élevée et sensiblement constante. Les variations de puissance sont délicates à réaliser pour les réacteurs fonctionnant en mode A, et nécessitent de la part des opérateurs des actions précises, de manière à éviter le déclenchement d’alarmes ou de protections. De ce fait, de nombreux exploitants laissent leur réacteur nucléaire constamment en fonctionnement en base, même lorsque les prix de l’électricité deviennent négatifs. Il est possible d’améliorer la situation en utilisant des outils de simulation, de manière à préparer et vérifier la faisabilité d’un transitoire de puissance. Les outils de simulation les plus avancés sont les CMS en ligne ( Core Monitoring System , ou système de surveillance du cœur). Ces outils sont basés sur des codes neutroniques 3D, qui offrent une excellente précision. Ces outils présentent toutefois le défaut d’être lents. Par ailleurs, même si les codes de calcul sont précis, la trajectoire réelle dérive inévitablement par rapport à la trajectoire théorique, du fait des lacunes des modèles et des aléas dans l’application des commandes par les opérateurs. Il est possible également de modifier les réacteurs nucléaires pour passer du mode de pilotage A à un mode de pilotage plus flexible, par exemple les modes G, X, T ou ALFC. Toutefois, ce changement de mode d’exploitation est très coûteux et ne peut pas être mis en place rapidement. En effet, cette solution nécessite une modification complète du système d’instrumentation et de conduite du réacteur nucléaire, et notamment le remplacement complet des algorithmes de pilotage et des interfaces avec les capteurs et les actionneurs. Cette solution nécessite en outre, dans certains cas, le remplacement de grappes de contrôle. Par ailleurs, le domaine de fonctionnement du réacteur est modifié, de telle sorte que les études de sûreté doivent être reprises, et qu’une nouvelle autorisation d’exploitation doit être demandée. Une troisième possibilité est de passer du mode A à un procédé d’exploitation de type RMOSC. Ce procédé est protégé par la demande de brevet déposée sous le numéro PCT/EP2019/052543, au nom de la déposante. Ce procédé met en œuvre un moyen de contrôle du cœur avec deux régulateurs en cascade, un superviseur utilisant un algorithme de commande prédictive, et un régulateur multi-objectif. Cette solution est un peu moins coûteuse que le passage du mode A au mode G, X, T ou ALFC. Il est en effet possible d’adapter le RMOSC pour ne pas modifier le domaine de fonctionnement du réacteur nucléaire. Elle reste néanmoins onéreuse, du fait qu’elle nécessite une modification importante du système d’instrumentation et de contrôle. Ainsi, il existe un besoin pour une solution technique peu coûteuse, susceptible d’être mise en place rapidement, et permettant d’augmenter la flexibilité de réacteurs nucléaires. Dans ce contexte, l’invention porte selon un premier aspect sur un procédé de pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire ayant un cœur comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire et un circuit primaire de refroidissement du cœur dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, le procédé comprenant les étapes suivantes : S10/ acquisition d’un programme de puissance réacteur à fournir par le réacteur nucléaire, ce programme comprenant au moins une variation de puissance réacteur depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance ; S20/ acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire, comprenant au moins un paramètre caractérisant une puissance cœur fournie par le cœur du réacteur et un paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur ; S30/ de manière itérative, mise en œuvre des sous-étapes suivantes : S31/ génération d’une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé, S32/ calcul d’une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur (3) du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée, l’évolution étant calculée à l’aide d’un modèle prédictif du cœur du réacteur ; S33/ évaluation d’une fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée ; les sous-étapes S31/ à S33/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait ; les étapes S20/ et S30 étant répétées avec une période inférieure à 60 minutes. Ce procédé permet de déterminer rapidement une séquence optimum d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le fluide caloporteur primaire, permettant aux opérateurs d’effectuer en confiance le transitoire de puissance. Un point clé est que la séquence d’injection est déterminée de manière répétée, avec une période inférieure à 60 minutes, par exemple de l’ordre de dix minutes. La séquence d’injection est donc mise à jour périodiquement en s’appuyant sur les valeurs acquises des paramètres opératoires du réacteur nucléaire, par exemple toutes les dix minutes. Seule le début de la séquence d’injection est mise en œuvre avant un nouveau recalage. Ceci permet de limiter l’impact des incertitudes sur les résultats de calculs fournis par le modèle prédictif du cœur du réacteur. Ceci permet également de limiter la dérive au cas où l’opérateur n’applique pas strictement la séquence d’injection calculée à la précédente itération. La convergence d’une fonction de coût construite à l’aide de prédictions obtenues par simulation du réacteur nucléaire permet de déterminer la meilleure séquence d’injection et donc la meilleure trajectoire pour effectuer le transitoire de puissance. Ceci permet à l’opérateur de réaliser ce transitoire sans avoir à craindre d’atteindre des situations conduisant au déclenchement d’une alarme ou d’une protection du réacteur nucléaire. Le procédé de pilotage peut en outre présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur calculée à l’étape S30/ comprend ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur, - la fonction de coût caractérise une évolution d’un écart entre ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence sur ledit intervalle de temps déterminé, - le critère de convergence comprend atteindre un extremum de la fonction de coût, - le critère de convergence comprend satisfaire au moins une contrainte choisie dans la liste suivante : - un écart entre ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence pendant ledit intervalle de temps déterminé reste constamment inférieur à une limite déterminée ; - une quantité de poison neutronique injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieur à une limite déterminée ; - une quantité d’eau injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieur à une limite déterminée. - à la sous-étape S31/ la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire est générée en considérant les résultats obtenus à l’itération précédente, par un algorithme à descente de gradient, - l’étape S30/ comprend une sous-étape S35/ de détermination d’une pente optimum pour une évolution de la puissance en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance, la sous-étape S35/ comprenant les opérations suivantes : -S351/ calcul d’une évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance à l’aide du modèle prédictif du cœur du réacteur, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ; S352/ évaluation de la fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ; S353/ choix de la valeur de pente minimisant la fonction de coût, - le modèle prédictif du cœur du réacteur est non linéaire. - le modèle prédictif du cœur du réacteur comprend plusieurs sous-modèles, chaque sous-modèle modélisant un niveau du cœur du réacteur nucléaire et comprenant au moins une équation décrivant une cinétique d’une densité de neutrons audit niveau et une équation décrivant une température du fluide caloporteur primaire audit niveau, le modèle comprenant en outre des équations décrivant des échanges de neutrons entre les niveaux et des équations caractérisant une réactivité à chaque niveau. - les équations caractérisant la réactivité à chaque niveau prennent en compte un ou plusieurs des effets suivants : - effet dû à une variation de la température du fluide caloporteur primaire audit niveau ; - effet dû à une variation de la puissance fournie par le cœur audit niveau ; - effet dû aux déplacements de groupes de barres de contrôle ; - effet dû à une variation de la concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - effet dû à une variation de la concentration en xenon dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau. - la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire comprend une pluralité d’opérations d’injection, chaque opération étant caractérisée par une quantité et une durée d’opération, le nombre d’opération dans la séquence d’injection étant compris entre 2 et 12, la durée d’opération étant comprise entre 2 minutes et 60 minutes. - l’intervalle de temps déterminé a une durée totale comprise entre 10 minutes et une durée du programme de puissance. Selon un second aspect, l’invention porte sur un ensemble de pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire ayant un cœur comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire et un circuit primaire de refroidissement du cœur dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, l’ensemble de pilotage comprenant : a/ une interface utilisateur, configurée pour qu’un utilisateur renseigne un programme de puissance à fournir par le réacteur nucléaire, ce programme comprenant au moins une variation de puissance depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance ; b/ une unité d’acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire, comprenant au moins un paramètre caractérisant une puissance fournie par le cœur du réacteur et un paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur ; c/ un organe de calcul comportant : - un algorithme d’optimisation, programmé pour générer une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé, - un modèle prédictif du cœur du réacteur, programmé pour calculer une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée; - un module de coût configuré pour calculer une fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée par le modèle prédictif ; l’algorithme d’optimisation étant programmé pour, de manière itérative, générer une séquence d’injection, faire calculer l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique correspondante par le modèle prédictif du cœur, faire évaluer la fonction de coût correspondante par le module de coût, jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait. Avantageusement, l’ensemble de pilotage est tel que l’organe de calcul comprend un module de pente programmé pour déterminer une pente optimum pour une évolution de la puissance réacteur en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance, ledit module étant programmé pour : - faire calculer par le modèle prédictif du cœur l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ; -faire évaluer par le module de coût les fonctions de coût correspondant à chaque valeur de pente, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ; - choisir la valeur de pente minimisant la fonction de coût. Selon un troisième aspect, l’invention porte sur un réacteur nucléaire comportant un cœur comprenant une pluralité d’assemblages de combustibles nucléaires, un circuit primaire de refroidissement du cœur dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, et un ensemble de pilotage ayant les caractéristiques ci-dessus. D’autres caractéristiques et avantages de l’invention ressortiront de la description détaillée qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, parmi lesquelles : la est une représentation schématique d’un réacteur nucléaire raccordé au réseau de distribution électrique, équipé du de l’ensemble de pilotage de l’invention ; la est un diagramme d’étape illustrant le procédé de l’invention ; la est une représentation schématique du modèle prédictif du cœur du réacteur utilisé dans le procédé de la ; la est une représentation schématique illustrant la séquence d’injection et l’évolution des paramètres calculée selon le procédé de l’invention ;r la est une représentation graphique de l’évolution du déséquilibre axial de puissance (axial offset AO en anglais) obtenue quand la méthode de l’invention est mise en œuvre, pour un programme de puissance comportant successivement une baisse de puissance suivie d’une remontée en puissance, en début de cycle ; la est une représentation graphique similaire à celle de la , montrant l’évolution dans le temps de l’écart entre la température moyenne du fluide caloporteur primaire dans le cœur Tmoy et la température de référence Tref, pour le même scénario que la ; et les figures 7 et 8 sont des représentations graphiques similaires à celles des figures 5 et 6, pour le même scénario, en fin de cycle ; et la est une représentation schématique simplifiée des différents modules constituant l’ensemble de pilotage équipant le réacteur de la . Le réacteur 1 représenté sur la comporte, de manière classique, un cœur 3, comprenant lui-même une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire 5. Le réacteur nucléaire 1 comporte également un circuit primaire 7, prévu pour le refroidissement du cœur 3, dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique. Typiquement, ce circuit primaire comporte plusieurs boucles, chaque boucle ayant un générateur de vapeur 9 et une pompe primaire 11. Le réacteur nucléaire comporte encore un circuit secondaire 13, dans lequel circule un fluide caloporteur secondaire. Le fluide caloporteur secondaire est vaporisé dans le générateur de vapeur 9, sous l’effet de la chaleur cédée par le fluide caloporteur primaire. Le circuit secondaire 13 comporte au moins une turbine 15, un condenseur 17, un réservoir d’alimentation 19, et des pompes secondaires 21, 23. Le fluide caloporteur secondaire sous forme de vapeur circule du générateur de vapeur 9 jusqu’à la turbine 15 puis est condensé dans le condenseur 17. Il est ensuite retourné sous forme liquide dans le générateur de vapeur 9. Une vanne 25 est intercalée sur la ligne vapeur raccordant le générateur de vapeur 9 à la turbine 15, et permet de régler le débit de vapeur alimentant celle-ci. La turbine 15 entraine mécaniquement un alternateur 27. L’électricité générée par l’alternateur 27 alimente un réseau de distribution électrique 29. Le réacteur nucléaire 1 comporte encore une unité 31 permettant d’injecter du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire. Le poison neutronique est typiquement du bore. Une cuve 32 contenant une solution concentrée de poison neutronique, par exemple d’acide borique, est raccordée au circuit primaire 7 par l’intermédiaire du conduit 33. Une pompe 35 et une vanne 37 sont intercalées sur le conduit 33. L’unité 31 permet sélectivement d’augmenter la concentration de poison neutronique dans le liquide primaire. Le réacteur nucléaire comporte encore une unité 39 prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire. L’unité 39 comporte une cuve 41 raccordée par une ligne 43 au circuit primaire 7. Une pompe 45 et une vanne 47 sont intercalées dans la ligne 43. L’eau est typiquement de l’eau déminéralisée pure. L’unité 39 est prévue pour injecter de l’eau dans le circuit primaire 7, ce qui a pour conséquence de diminuer la concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire. De manière classique, le réacteur nucléaire 1 comporte encore des groupes 49 de barres de contrôle et un mécanisme 51 susceptible de sélectivement insérer ou extraire les groupes de barres de contrôle 49 dans le cœur 3 du réacteur nucléaire. Les barres de contrôle sont dans un matériau absorbant les neutrons. Les groupes de barres de contrôle sont 49 déplacés de manière à sélectivement modifier la réactivité à l’intérieur du cœur 3. Le réacteur nucléaire 1 comporte également un système d’instrumentation et de contrôle 53. Ce système d’instrumentation et de contrôle 53 comporte une instrumentation 55 permettant de mesurer directement ou de déterminer une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire. Ces paramètres opératoires comprennent au moins les paramètres suivants : - puissance fournie par la turbine 15 ; - température du fluide caloporteur primaire à l’entrée et à la sortie du cœur 3 ; - position des groupes de barres de contrôle 49 ; - puissance fournie par le cœur 3 du réacteur nucléaire ; - répartition du flux neutronique dans le cœur 3. L’instrumentation 55 comporte notamment des détecteurs de neutrons, placés à l’extérieur du cœur 3, et répartis sur toute la hauteur du cœur. Ces détecteurs sont connus sous le nom de chambres ex-core. La puissance fournie par le cœur est par exemple obtenue par le calcul, sur la base des informations fournies par les détecteurs mesurant les flux neutroniques à l’extérieur du cœur. En variante, la puissance fournie par le cœur est déterminée en utilisant la mesure de la puissance fournie par la turbine. Le paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est par exemple la distribution axiale de puissance, ou axial offset AO. L’axial offset est calculé en utilisant la formule suivante : AO = (Φh-Φb)/(Φh+Φb) où Φh est le flux neutronique de la moitié supérieure du cœur, et Φb le flux neutronique de la moitié inférieure du cœur. Les flux neutroniques des moitiés supérieure et inférieure du cœur sont typiquement obtenus par les détecteurs neutroniques placés à l’extérieur du cœur 3. En variante, ils sont obtenus par des sondes placées dans le cœur 3, appelées sondes in-core. En variante, le paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est Φh-Φb, ou tout autre paramètre adapté. Avantageusement, le débit courant de poison neutronique et le débit courant d’eau injecté dans le fluide caloporteur primaire sont également mesurés ou déterminés. L’ensemble d’instrumentation et de contrôle 53 comporte encore un dispositif de contrôle 57 configuré pour réguler un certain nombre de paramètres opératoires du réacteur nucléaire. Le dispositif de contrôle 57 comprend au moins une boucle 59 de contrôle de la température du fluide caloporteur primaire. La boucle 59 reçoit en entrée la température moyenne courante Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur 3 du réacteur. Cette valeur correspond par exemple à la moyenne de la température mesurée à l’entrée du réacteur de la température mesurée à la sortie du cœur. Dans les réacteurs nucléaires fonctionnant selon le mode A, la température moyenne du fluide caloporteur primaire Tmoy dans le cœur est contrôlée en déplaçant des groupes de barres de contrôle 49. Quatre groupes de barres, appelés groupes A, B, C, D, peuvent être déplacés pour contrôler la température Tmoy. Le dispositif de contrôle 57 comporte également une boucle 61 de contrôle de la puissance fournie par la turbine 15. La boucle 61 reçoit en entrée la valeur de la puissance fournie par la turbine 15. La boucle 61 reçoit également une consigne de puissance turbine et une consigne de pente pour une éventuelle variation de la puissance turbine. Les consignes de puissance et de pente sont typiquement fixées par l’opérateur du réacteur nucléaire. La boucle 61 pilote la vanne 25 intercalée sur la ligne vapeur du circuit secondaire 13, en fonction des consignes de puissance et de pente, et en fonction de la valeur courante de la puissance turbine. Par ailleurs, l’opérateur pilote directement les unités d’injection de poison neutronique et d’eau 31 et 39. Il fixe la quantité de poison neutronique injectée par unité de temps dans le fluide caloporteur primaire et la quantité d’eau injectée par unité de temps dans le fluide caloporteur primaire. Typiquement, il fixe le débit volumique de la solution de poison neutronique injecté, et le débit volumique d’eau injecté. L’invention est particulièrement adaptée au cas où le réacteur nucléaire doit suivre un programme de puissance comprenant au moins une variation de puissance, appelée aussi transitoire, depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance. Ceci est le cas notamment quand le réacteur nucléaire 1 doit fonctionner en suivi de charge. Typiquement, le programme de puissance dans ce cas est fourni à l’opérateur de la centrale nucléaire par le responsable de la gestion du réseau de transport d’électricité 29. Dans les réacteurs nucléaires fonctionnant selon le mode A, la température moyenne du fluide caloporteur primaire Tmoy dans le cœur est contrôlée en déplaçant des groupes de barres de contrôle 49. Quand le réacteur nucléaire fonctionne en suivi de charge, seul le groupe D est déplacé par la boucle 59, pour éviter une perturbation excessive de la répartition du flux neutronique dans le cœur. Les variations du niveau de puissance fournie par le réacteur nucléaire sont réalisées en ajustant la concentration du poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire. Cela est effectué en injectant du poison neutronique ou de l’eau dans le circuit primaire 7, à l’aide des unités 31 et 39. Un tel contrôle de la puissance fournie par le réacteur nucléaire en ajustant la concentration de poison neutronique est de plus en plus lent au fur et à mesure que l’épuisement du combustible nucléaire avance. Théoriquement, la pente maximale de variation de charge est de 1,5% de la puissance nominale par minute en début de cycle, et de 0,10% de la puissance nominale par minute à 90% du cycle. De plus, ces ajustements de puissance sont délicats à réaliser du fait qu’ils demandent un contrôle très précis des quantités de poison neutronique injectées dans le circuit primaire. Par comparaison, la pente maximale possible en mode G ou en mode T est de 5% de la puissance nominale par minute jusqu’à 80% du cycle. L’invention vise à surmonter ces difficultés en ajoutant dans le réacteur nucléaire un ensemble de pilotage 63 qui va fournir à l’opérateur une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire, spécialement adaptée pour le programme de puissance à fournir. Eventuellement, l’ensemble de pilotage 63 fournit également une pente recommandée pour la ou chaque variation de puissance à effectuer au cours du programme de puissance. L’ensemble de pilotage 63 est prévu pour mettre en œuvre le procédé de pilotage du réacteur nucléaire qui va maintenant être décrit. Le procédé de pilotage comprend, comme illustré sur la , une étape S10 d’acquisition d’un programme de puissance réacteur à fournir par le réacteur nucléaire. Ce programme comprend au moins une variation de puissance réacteur depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance. La puissance réacteur correspond typiquement à la puissance mécanique fournie par la turbine. La variation de puissance réacteur est typiquement d’amplitude non nulle. En d’autres termes, le procédé de pilotage est particulièrement adapté au cas d’un réacteur nucléaire suivant un programme de puissance ayant un transitoire de puissance. Ceci est le cas quand le réacteur nucléaire fonctionne en suivi de charge, comme décrit plus haut. Le programme de puissance à suivre est dans ce cas typiquement fourni par le gestionnaire du réseau de distribution d’électricité 29, comme décrit plus haut. Le procédé de pilotage est également adapté pour des réacteurs ne fonctionnant pas en suivi de charge mais devant gérer des transitoires de puissance significatifs. La variation de puissance réacteur est typiquement de plusieurs dizaines de pourcent de la puissance nominale du réacteur. Toutefois, le procédé de pilotage s’applique également à des variations de puissance de petites amplitudes, par exemple quand le réacteur fonctionne en téléréglage. Les variations de puissance sont alors de quelques pourcents de la puissance nominale du réacteur, par exemple moins de 10%, voire moins de 5%. Le procédé de pilotage s’applique encore au cas où le réacteur nucléaire fonctionne en base. Les variations de puissance sont alors nulles, la première puissance étant égale à la seconde puissance. Dans ce cas, le réacteur nucléaire fonctionne à puissance constante, typiquement à 100 % de sa puissance nominale (PN). L’épuisement du combustible dans un tel cas provoque une baisse de la température moyenne du fluide caloporteur primaire, qui provoquer une modification de la fonction de cout. Le procédé de pilotage propose alors des recommandations d’injection de poison neutronique ou d’eau pour rétablir une situation optimale. Typiquement, le programme de puissance réacteur couvre une période de vingt-quatre heures. Il comporte une seule variation de puissance réacteur, ou peut en variante en comporter plusieurs. Par exemple, le programme de puissance réacteur est un créneau, comportant d’abord une baisse de puissance, suivie quelques heures plus tard d’une remontée au niveau de puissance initiale. Le procédé de pilotage comporte également une étape S20 d’acquisition des valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire 1. Les paramètres opératoires comprennent au moins un paramètre P caractérisant une puissance cœur fournie par le cœur du réacteur nucléaire 3, et un paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur 3. De préférence, un ou plusieurs des paramètres opératoires suivants sont également acquis à l’étape S20 : - température moyenne Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur 3 du réacteur nucléaire ; - position des groupes de contrôle 49, Pbank ; - quantité de poison neutronique injectée dans le fluide caloporteur primaire par unité de temps Qpn ; - quantité d’eau déminéralisée injectée dans le fluide caloporteur primaire par unité de temps Qw. Ces paramètres opératoires sont récupérés directement dans le système d’instrumentation et de contrôle 53 du réacteur nucléaire, ou sont calculés à partir de valeurs récupérées dans ce système 53. Le paramètre caractérisant la puissance coeur P fournie par le cœur du réacteur est par exemple la puissance thermique fournie par le cœur. Ce paramètre est reconstruit par le système 53 en utilisant les mesures de flux neutronique provenant des détecteurs neutroniques situées à l’extérieur du cœur. En variante, ce paramètre est reconstitué à partir de la mesure de la puissance fournie par la turbine, ou des températures du fluide caloporteur primaire à l’entrée et à la sortie du cœur Tin et Tout. En variante, le paramètre caractérisant la puissance cœur est le flux neutronique total dans le cœur, ou la puissance fournie par la turbine, ou tout autre paramètre adapté. Le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est typiquement l’axial offset AO. Il est typiquement reconstitué, comme décrit plus haut, à partir des mesures fournies par les sondes mesurant le flux neutronique à l’extérieur du cœur ou à l’intérieur du coeur. En variante, ce paramètre est la différence entre le flux neutronique dans la partie supérieure du cœur et le flux neutronique dans la partie inférieure du cœur. La température moyenne Tmoy du fluide caloporteur primaire est calculée en utilisant la mesure de la température du fluide caloporteur primaire en sortie de cœur Tout et la mesure du fluide caloporteur primaire à l’entrée du cœur Tin. Par exemple Tmoy est calculée en utilisant l’équation suivante : Tmoy = (Tin + Tout)/2 La quantité de poison neutronique injectée par unité de temps Qpn est déterminée en utilisant un capteur de débit implanté sur le conduit 33. En variante, elle est déterminée en utilisant la vitesse de rotation du rotor de la pompe 35 ou toute autre grandeur adaptée. De la même façon, la quantité d’eau injectée par unité de temps Qw est déterminée en utilisant la mesure fournie par un capteur de débit implanté sur le conduit 43. En variante, elle est reconstituée en utilisant la vitesse de rotation du rotor de la pompe 55, ou toute autre grandeur adaptée. Le procédé comprend encore une étape S30 de détermination de la séquence optimum d’injection de poison neutronique et/ou d’eau, pour un intervalle de temps déterminé, compte tenu du programme de puissance réacteur à réaliser. L’étape S30 comporte plusieurs sous-étapes, qui sont mises en œuvre de manière itérative. L’étape S30 comporte une sous-étape S31 de génération d’une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire, couvrant un intervalle de temps déterminé. La séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau comprend une pluralité d’opérations d’injection, chaque opération étant caractérisée par une quantité de poison neutronique ou d’eau injectée, et une durée d’opération. Le nombre d’opérations dans la séquence d’injection est compris entre deux et douze, de préférence entre trois et huit, et vaut par exemple six. La durée d’opération est comprise entre deux et soixante minutes, de préférence entre cinq et vingt minutes, et vaut par exemple dix minutes. L’intervalle de temps déterminé a une durée totale comprise entre dix minutes et la durée du programme de puissance, de préférence comprise entre vingt minutes et trois heures, encore de préférence comprise entre trente minutes et deux heures et vaut par exemple une heure. L’intervalle de temps déterminé couvre une portion du programme de puissance réacteur. La quantité injectée à chaque opération est exprimée en volume, ou en masse ou correspond à un débit de solution de poison neutronique ou d’eau. Les opérations d’injection sont des opérations successives, se suivant immédiatement, couvrant ensemble tout l’intervalle de temps. Au cours d’une même séquence d’injection on trouve seulement des opérations d’injection de poison neutronique ou on trouve seulement des opérations d’injection d’eau, ou on trouve des opérations de natures différentes : injection de poison neutronique, injection d’eau, pas d’injection. L’étape S30 comporte encore une sous-étape S32 de calcul d’une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé. L’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur calculée dépend, entre autres, de la fonction de coût choisie, qui sera décrite plus bas. L’au moins une grandeur caractéristique comprend au moins le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur, par exemple l’axial offset AO. L’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur comprend de préférence une ou plusieurs des grandeurs suivantes : - puissance P fournie par le cœur ; - température moyenne Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur ; - position des groupes de barres de contrôle Pbank. Typiquement, toutes les grandeurs ci-dessus sont calculées. Ce calcul est effectué à l’aide d’un modèle prédictif du cœur du réacteur, en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises, et la séquence d’injection générée à la sous-étape S31. Plus précisément, on utilise à la sous-étape S32 la portion du programme de puissance couverte par l’intervalle de temps déterminé. Le modèle prédictif du cœur du réacteur est un modèle non linéaire. En variante, le modèle est linéaire. Ce modèle est alors par exemple obtenu en linéarisant le modèle non linéaire décrit ci-dessous. Ce modèle est illustré schématiquement sur la . Le modèle prédictif du cœur comprend plusieurs sous-modèles, chaque sous-modèle modélisant un niveau du cœur 3. En d’autres termes, le cœur est divisé, suivant la direction verticale, en plusieurs tranches, chaque sous-modèle modélisant une des tranches de cœur. Typiquement, le modèle prédictif du cœur comprend entre deux et vingt sous-modèles, de préférence entre deux et dix sous-modèles, et comporte par exemple six sous-modèles. Chaque sous-modèle comprend au moins une équation décrivant une cinétique d’une densité de neutron dans ledit niveau, et une équation décrivant une température du fluide caloporteur primaire audit niveau. Les températures T2 à T7 à la sortie de chaque niveau sont déduites du flux neutronique dans chaque niveau. Les équations sont indiquées ci-dessous : Niveau 1 : Niveau i : Niveau le plus haut : avec : - n i : densité de neutrons au niveau i ; -ρ i : réactivité au niveau i - D : coefficient d’échange neutronique ; - l* : durée de vie moyenne des neutrons (prompt et retardés) ; - K T/H : coefficient de conversion température/ enthalpie ; - Kn : coefficient de conversion puissance/flux neutronique ; - Qp : débit massique de fluide caloporteur primaire dans le cœur. - T1 : température à l’entrée du cœur ; - Ti : température du fluide caloporteur primaire à la sortie de chaque niveau ; Ainsi, chaque niveau du cœur est modélisé en utilisant une approximation à un groupe de la cinétique neutronique ponctuelle avec, en plus, un coefficient D pour rendre compte des échanges neutroniques entre les niveaux. Les neutrons retardés et les précurseurs, qui ont une dynamique supérieure à la dynamique attendue par le procédé ou l’opérateur, ne sont pas modélisés. Ces neutrons ont une dynamique typique de 10 secondes, pour un pas de temps de calcul de l’ordre de 60 secondes. Le modèle comporte par ailleurs des équations caractérisant la réactivité à chaque niveau Ces équations prennent en compte un ou plusieurs des effets suivants : - effet dû à une variation de la température du fluide caloporteur primaire audit niveau (appelé aussi effet modérateur) ; - effet dû à une variation de la puissance fournie par le cœur audit niveau (effet Doppler) ; - effet dû au déplacement des groupes de barres de contrôle ; - effet dû à une variation de concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - effet dû à une variation de la concentration en xénon dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau. Les équations sont les suivantes : avec où - ρ i0 : réactivité initiale au niveau i, déterminée au moment où l’état initial du modèle prédictif du cœur est ajusté sur la base des valeurs courantes des paramètres opératoires acquises (voir plus loin) ; - P i : puissance thermique fournie par le niveau i du cœur, supposée proportionnelle à la densité de neutrons ; - Xe i : concentration de xénon dans les assemblages de combustibles nucléaires au niveau i ; - I i : concentration en iode au niveau i ; - Γ l : coefficient de production d’iode par fission ; - λ l : constante de décroissance de l’iode dans le xénon ; - Γ Xe : coefficient de production de xénon par fission ; - λ Xe : constante de décroissance du xénon ; - : coefficient de transmutation par absorption de neutron du xénon 135 en xénon 136. Dans les équations ci-dessus, Δ note une variation par rapport à l’état initial du modèle prédictif. L’effet dû à la variation de la puissance fournie par le cœur permet de caractériser l’effet d’une variation de la température du combustible nucléaire, appelé également effet Doppler. L’évolution du xénon 135 à chaque niveau est modélisé en utilisant des équations classiques prenant en compte : - la production d’iode par fission ; - la décroissance radioactive de l’iode en xénon ; - la production de xénon par fission ; - la décroissance radioactive du xénon ; - la transmutation du xénon 135 en xénon 136 par absorption neutronique. ΔPbank i correspond au déplacement de l’ensemble des groupes de contrôle au sein du niveau i, exprimé en pas. Ce paramètre correspond à la somme des variations du nombre de pas d’insertion dans le niveau i de tous des groupes de contrôle. ΔP i est obtenu par l’équation suivante : ΔP i = Kn x Δn i , où Kn est une constante prédéterminée. Par ailleurs le modèle intègre l’équation générale suivante : P étant la puissance totale fournie par le cœur. L’évolution de la puissance totale fournie par le cœur est imposée par le programme de puissance, compte tenu de la pente retenue pour les variations de puissance comme décrit plus loin. Les coefficients K T/H , K n K mod , K dop , K bor , K bank , K xenon , D, les coefficients d’évolution de l’iode et du xénon Γ I , Γ xe et , ont été déterminés par des simulations numériques. Certains peuvent aussi être déterminés par des mesures sur site. Les coefficients l*, λ l , λ Xe sont des valeurs connues. l* en variante est déterminé par calcul. La valeur des ΔPbank i est déterminée par le modèle, en fonction de l’évolution de la température moyenne Tmoy du fluide caloporteur primaire dans le cœur. Ce module détermine d’abord la valeur de Tmoy selon l’équation suivante : Tmoy = (T1 + T7)/2. Puis, le modèle détermine une température moyenne de référence Tref, en fonction de la puissance réacteur fournie par le programme de puissance et de la pente retenue pour les transitoires. Le modèle détermine ensuite la différence ΔTmoy entre Tmoy et la température moyenne de référence Tref. Si Tmoy sort de la bande morte de température, c’est-à-dire si ΔTmoy dépasse une valeur seuil prédéterminée, le modèle fixe la valeur de Tmoy en limite de bande morte et détermine qu’il est nécessaire de déplacer les groupes de contrôle. Il calcule une valeur de ΔPbank en fonction de ΔTmoy, permettant d’atteindre la criticité. Les valeurs de température de référence et la largeur de la bande morte de température en fonction de la puissance réacteur sont des valeurs prédéterminées, enregistrées dans le modèle, ou sont fournies par le système d’instrumentation et de contrôle 53. Ce modèle simule ainsi le fonctionnement de la boucle température 59. ΔCpn est obtenu par intégration des quantités de poison neutronique et/ou d’eau injectées dans le fluide caloporteur primaire. Le modèle utilise pour cela les équations suivantes : dCpn/dt = – Cpn x Qw / Mt pour une injection d’eau ; dCpn/dt = (Crea – Cpn) x Qpn / Mt pour une injection de poison neutronique, avec Mt masse totale d’eau dans le circuit primaire, par exemple 260 tonnes pour une tranche N4, Crea concentration de poison neutronique dans la solution de poison neutronique injectée, Cpn concentration courante de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire, Qw débit d’eau déminéralisée injectée, Qpn débit de solution de poison neutronique injectée. Un retard est considéré pour évaluer l’effet de l’injection d’eau déminéralisée ou de poison neutronique. La valeur de Qp, c’est-à-dire le débit de fluide caloporteur primaire dans le cœur, est une valeur prédéterminée. En variante, elle est récupérée dans le système d’instrumentation et de contrôle 53 à l’étape d’acquisition S20. Avant la première itération de l’étape S30, c’est-à-dire immédiatement après l’étape d’acquisition des valeurs courantes des paramètres opératoires, l’état initial du modèle prédictif du cœur est ajusté en utilisant les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises. Par exemple, les valeurs de la puissance dégagée P par le cœur et de Tmoy sont utilisées pour fixer T 1 à T 7 . Les valeurs de la puissance P dégagée par le cœur et d’axial offset sont utilisées pour déterminer les valeurs de n 1 à n 6 . La valeur de position des groupes de contrôle est utilisée pour fixer directement la valeur de départ de Pbank. Les équations sont équilibrées dans le modèle en ajustant les différents termes de réactivité, de manière à ce que l’évolution dans le temps des densités neutroniques soit nulle. Après cet ajustement initial, le modèle prédictif du cœur calcule pour chaque niveau du cœur l’évolution dans le temps, sur l’intervalle de temps déterminé, de la concentration neutronique n i , de la température T i et de la concentration xénon Xe i . A partir de ces paramètres, le modèle reconstitue l’évolution de paramètres plus globaux tels que la température moyenne Tmoy, et le paramètre R caractérisant la répartition neutronique dans le cœur, par exemple l’axial offset AO. Le modèle détermine également l’évolution de la position des groupes Pbank et de la concentration de poison neutronique Cpn, comme décrit plus haut. L’évolution de la puissance P émise par le cœur suit le programme de puissance pendant l’intervalle de temps déterminé, compte tenu de la pente retenue pour les variations de puissance. L’étape S30 comporte encore une sous-étape S33 d’évaluation d’une fonction de coût, en utilisant l’évolution du ou des grandeurs caractéristiques déterminées à la sous-étape S32. Par exemple, la fonction de coût caractérise une évolution d’un écart δR entre le paramètre caractérisant la répartition R du flux neutronique dans le cœur, typiquement l’axial offset, et une valeur de référence Rref, sur ledit intervalle de temps déterminé. Rref est une valeur prédéterminée, fonction de la puissance réacteur. La valeur de référence Rref est entrée manuellement par l’opérateur. En variante, elle est récupérée dans le système d’instrumentation et de contrôle 53. En effet, ce système comprend une courbe de référence donnant directement la valeur de référence en fonction de la puissance réacteur courante. [ Pour le calcul de la fonction de coût, Rref est prise constante sur l’intervalle de temps déterminé ou variable en fonction du programme de puissance. Ainsi, la fonction de coût est choisie pour minimiser les écarts entre le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et la valeur de référence. La fonction de coût est par exemple la suivante, avec δR = R – Rref, où t0 est le début de l’intervalle de temps et Tpredict la durée de l’intervalle de temps. Un autre exemple de fonction de coût est donné ci-dessous : où Rcor = R+K(Tmoy-Tref), K étant une constante, et δRcor = Rcor - Rref Des valeurs différentes peuvent être assignées à la constante K selon qu’on se trouve en début de cycle pour les assemblages chargés dans le cœur du réacteur, ou en fin de cycle. Par exemple, si le paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur est l’axial offset AO, la valeur retenue pour K est -2% AO/°C en début de cycle, -6% AO/°C à 80% du cycle. L’avantage de cette seconde fonction est de permettre la détermination de la séquence d’injection optimale même quand Tmoy reste à l’intérieur de sa bande morte. En effet, dans ce cas, les groupes de barres de contrôle ne sont pas déplacés et la valeur du paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur ne change pas. La première fonction de coût considérée, dans une telle situation, est constante quelles que soient les valeurs de Q pn et Q w injectées. En revanche, la seconde fonction de coût varie et permet de discriminer les différentes séquences d’injection considérées. La seconde fonction permet donc de prendre en compte les variations du paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur induites par les variations de Tmoy dans sa bande morte. L’étape S30 comporte ensuite une sous-étape S34 consistant à déterminer si un critère de convergence de la fonction de coût est satisfait. Comme illustré sur la , si ce critère de convergence n’est pas satisfait, les sous-étapes S31, S32 et S33 sont répétées, avec une nouvelle séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau. A l’étape S31, la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire est générée pour la nouvelle itération en considérant les résultats obtenus à l’itération précédente. De préférence, la séquence d’injection pour la nouvelle itération est générée à l’aide d’un algorithme à descente de gradient, typiquement avec une méthode d’optimisation connue sous le nom de méthode des points intérieurs de type primal dual. Cette méthode est connue et ne sera pas détaillée ici. Au contraire, si le critère de convergence est satisfait, l’étape S40 est effectuée. Au cours de l’étape S40, la séquence d’injection optimum, c’est-à-dire celle permettant d’atteindre le critère de convergence, est communiquée à l’opérateur. L’évolution des grandeurs caractéristiques de l’état du cœur correspondant à cette séquence d’injection optimum, est également communiquée à l’opérateur. Par exemple, la séquence d’injection et l’évolution des grandeurs caractéristiques de l’état du cœur pendant l’intervalle de temps déterminé sont affichées sur un écran de l’interface utilisateur, comme représenté sur la . Le critère de convergence comprend au moins le fait que la fonction de coût atteigne un extremum. Dans les exemples ci-dessus, cet extremum est un minimum. En d’autres termes, l’écart entre le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le corps et la valeur de référence doit être minimum sur ledit intervalle de temps déterminé. En plus, le critère de convergence peut prévoir qu’une ou plusieurs des contraintes suivantes sont satisfaites : - l’écart entre le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et la valeur de référence pendant ledit intervalle de temps déterminé reste constamment inférieur à une limite déterminée ; - une quantité de poison neutronique injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieure à une limite déterminée ; - une quantité d’eau injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieure à une limite déterminée. La première contrainte traduit le fait que le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur, typiquement l’axial offset AO, ne doit pas dépasser des limites autour de sa valeur de référence Rref pendant l’intervalle de temps déterminé. Ce critère peut se traduire par l’équation suivante : |R - Rref| où L est la limite à ne pas dépasser. La limite est définie par les conditions d’opérations normales du récateur nucléaire. La limite imposée à la quantité de poison neutronique injectée par unité de temps correspond typiquement au débit volumique maximum susceptible d’être délivré par l’unité 31. La limite imposée à la quantité d’eau injectée par unité de temps correspond de même au débit volumique maximum susceptible d’être délivré par l’unité 39. Ces limites sont fonctions du débit maximum possible pour les pompes 35 et 45. Selon le procédé, les étapes S20 et S30 sont répétées avec une période T inférieure à soixante minutes, de préférence inférieure à vingt minutes, et valant par exemple dix minutes. En d’autres termes, le procédé permet de fournir à l’opérateur une séquence d’injection optimum, de manière répétée avec une courte période. Cette séquence d’injection est recalée sur les valeurs courantes des paramètres opératoires du réacteur. La période T correspond sensiblement à la durée d’une opération de la séquence d’injection. La période T est un paramètre ajustable par l’exploitant du réacteur nucléaire. La valeur minimum de T correspond à la durée pour exécuter les étapes S20 et S30. Ainsi, comme illustré sur la , l’opérateur lance à t0 l’exécution des étapes S20 et S30. Il met en œuvre entre t0 et t0+T la consigne déterminée à la précédente itération pour la première opération de la séquence d’injection optimum. L’opérateur reçoit le résultat du nouveau calcul, c’est-à-dire la nouvelle séquence d’injection optimum vers la fin de l’opération d’injection en cours, c’est-à-dire un peu avant t0+T. Entre t0+T et t0+2T, il met en œuvre les recommandations reçues pour la première opération de la nouvelle séquence d’injection optimum, et ainsi de suite. Avantageusement, l’étape S30 comprend une sous-étape S35 de détermination d’une pente optimum pour l’évolution de la puissance en fonction du temps, pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance. Cette sous-étape S35 est effectuée immédiatement avant la sous-étape S31, comme illustré sur la . La pente optimum qui va être déterminée est la pente maximum faisable sans que l’opérateur prenne le risque de déclencher une alarme ou une protection du réacteur nucléaire. La sous-étape S35 comprend les opérations suivantes : - S351 : calcul d’une évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance, à l’aide du modèle prédictif du cœur du réacteur, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ; - S352 : évaluation de la fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente considérée ; - S353 ; choix de la valeur de pente minimisant ou maximisant la fonction de coût. Les valeurs de pente testées sont les valeurs de pente typiques pour un réacteur nucléaire dans les circonstances considérées. Ces valeurs de pente sont bien connues. Elles varient par exemple entre 0,5 et 10%, typiquement entre 0,1 et 5%, en fonction des situations. Les valeurs de pente sont constantes pendant toute la durée de la variation de puissance. En variante, les valeurs de pente sont variables pendant le transitoire. Par exemple, des valeurs de pentes différentes peuvent être choisies pour différentes portions du transitoire. Ainsi, une valeur de pente peut être choisie pour la portion 80%PN- 90%PN, une autre pour la portion 90%PN-100%PN, etc. L’opération S351 est effectuée avec le modèle prédictif du cœur déjà recalé à l’aide des valeurs courantes acquises à l’étape S20. L’horizon de calcul correspond ici à toute la durée nécessaire pour passer de la première puissance à la seconde puissance, compte tenu de la pente considérée. La fonction de coût utilisée pour l’opération S352 est celle décrite plus haut. La valeur de pente considérée comme optimum est celle pour laquelle la fonction de coût est minimum ou maximum, en fonction de la fonction de coût retenue. Pour les fonctions de coût décrites ci-dessus, la valeur de pente considérée comme optimum est celle minimisant la fonction de coût. Pour l’opération S353, il est possible en variante de considérer que la valeur de pente optimum est celle qui non seulement minimise ou maximise la fonction de coût, mais en plus respecte une ou plusieurs contraintes opérationnelles. Ces contraintes opérationnelles sont celles listées plus haut. La valeur de pente retenue pour la variation de puissance est communiquée à l’opérateur à l’étape S40. Par exemple, la valeur de pente retenue correspond à la pente optimum déterminée moins un coefficient de sécurité. Le coefficient de sécurité est par exemple de 30%. Pendant chaque itération de l’étape S32, l’évolution de la puissance du cœur considérée pour effectuer les simulations est déterminée en utilisant la valeur de pente retenue, déterminée à la sous-étape S35. Cette pente est considérée comme étant constante pendant tout le transitoire de puissance. Elle n’est modifiée que si un nouveau programme de puissance est proposé par l’opérateur. En variante, comme indiqué plus haut, la pente est variable pendant le transitoire. En variante, la sous-étape S35 n’est pas mise en œuvre. Dans ce cas, c’est l’opérateur qui fixe la pente à laquelle sera réalisé le transitoire de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance. C’est cette valeur qui sera considérée pour chaque itération de la sous-étape S32. Une pente optimum est déterminée ou fixée pour chaque variation de puissance réacteur du programme de puissance. Les figures 5 à 8 illustrent les résultats obtenus en mettant en œuvre le procédé de pilotage de l’invention. Ces résultats ont été obtenus par simulation à l’aide du simulateur SOFIA (Simulateur d’Observation du Fonctionnement Incidentel et Accidentel). Ce logiciel développé par Framatome simule de manière détaillée tous les composants principaux d’un réacteur nucléaire de type PWR, ainsi que les principaux phénomènes mis en jeu pendant le fonctionnement normal du réacteur (cinétique du cœur, thermohydraulique des circuits primaire et secondaire, instrumentation, système de contrôle, système de pilotage de la turbine, …). Dans la simulation, on fait l’hypothèse que les séquences d’injection déterminées selon le procédé de l’invention sont immédiatement appliquées, sans modification, au réacteur nucléaire. Deux simulations ont été effectuées. Sur les figures 5 et 6, le cœur est chargé avec des assemblages combustible frais, avec un taux d’épuisement sensiblement nul et une concentration en bore d’environ 1200 ppm dans le fluide caloporteur primaire. Sur les figures 7 et 8, la simulation est effectuée pour un cœur à 80% de son cycle, et une concentration en bore d’environ 200 ppm. Le programme de puissance considéré est illustré sur la et sur la . Le réacteur nucléaire fonctionne en suivi de charge et suit un cycle classique dans lequel la puissance réacteur est d’abord diminuée de 100% de la puissance nominale à 50% de la puissance nominale, puis remontée à 100% de la puissance nominale. Un écart de huit heures sépare le début de la baisse de charge du début de la remontée de charge. Pour le cas des figures 5 et 6, le procédé de l’invention indique qu’une pente de 1,6% de la puissance nominale par minute est retenue pour la baisse de charge, et de 1% de la puissance nominale par minute pour la remontée en charge. Ces valeurs correspondent à 70% de la pente optimum déterminée par l’étape S35, arrondie à une valeur acceptée par SOFIA. En effet, SOFIA n’accepte que des valeurs de pente discrètes. La situation est la même sur site, seules certaines valeurs de pente pouvant être mises en œuvre. La montre l’évolution de l’axial offset dans le cœur du réacteur quand les séquences d’injection optimum sont appliquées. La montre l’écart entre Tmoy et Tref quand les séquences d’injection optimum sont appliquées. La montre également la valeur de référence de l’axial offset (ligne horizontale au centre de la figure), ainsi que les limites de la bande morte d’axial offset (ligne horizontale en traits interrompus en haut et en bas de la ). Les limites, dans cet exemple non limitatif, ont été prises à 5%. Il ressort clairement de la que, même pendant les transitoires de puissance, l’axial offset ne s’éloigne pas significativement de sa valeur de référence, et reste éloignée des limites de la bande morte. Sur la , les limites de la bande morte de température Tmoy sont représentées en traits interrompus en haut et bas de la figure. La montre clairement que Tmoy reste dans sa bande morte, et n’en sort que ponctuellement, pendant les transitoires de puissance, du fait de la régulation de température. Les figures 7 et 8 sont similaires aux figures 5 et 6. Les pentes retenues selon le procédé de l’invention sont de 1,6% de la puissance nominale par minute pour la baisse de charge, et 0,3% de la puissance nominale par minute pour la remontée en charge. Il ressort de la que l’axial offset sort ponctuellement de sa bande morte, à la fin de la baisse de charge. Toutefois, ceci ne remet pas en cause la faisabilité de ce transitoire de charge, du fait que cette sortie de la bande morte est de courte durée. Tmoy sort également de sa bande morte ponctuellement, notamment au moment de la baisse de charge. L’ensemble de pilotage 63 qui va maintenant être détaillé est particulièrement adapté pour mettre en œuvre le procédé de pilotage décrit ci-dessus. Comme illustré sur la , l’ensemble de pilotage 63 comprend une interface utilisateur 65, configurée pour qu’un opérateur renseigne le programme de puissance à fournir par le réacteur nucléaire. Le programme de puissance comprend au moins une variation de puissance depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance. Le programme de puissance est comme décrit plus haut pour le procédé de pilotage. L’interface utilisateur 65 est de tout type adapté. Par exemple elle comprend un clavier et un écran, raccordés à un calculateur. L’ensemble 63 comporte également une unité 67 d’acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire. Cette unité 67 est un calculateur, ou une partie d’un calculateur. Typiquement, l’unité d’acquisition 67 récupère les valeurs courantes des paramètres opératoires dans le système d’instrumentation et de contrôle 53. La pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire comprend au moins un paramètre caractérisant la puissance P fournie par le cœur du réacteur, et un paramètre R caractérisant la répartition du fluide neutronique dans le cœur. Les paramètres opératoires acquis par l’unité 67 sont ceux décrits plus haut pour le procédé de pilotage. L’ensemble de pilotage 63 comporte encore un organe de calcul 69. L’organe de calcul 69 comporte un modèle prédictif 71 du cœur du réacteur, un module 73 configuré pour calculer une fonction de coût, et un algorithme d’optimisation 75. L’unité 67 est par exemple intégrée à l’organe de calcul 69. L’algorithme d’optimisation 75 est programmé pour générer une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé. La séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire comprend une pluralité d’opérations d’injection, chaque opération étant caractérisée par une quantité et une durée d’opération. La séquence d’injection est comme décrit ci-dessus pour le procédé de pilotage. Le modèle prédictif du cœur du réacteur 71 est programmé pour calculer une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant l’intervalle de temps déterminé, en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée. Ce modèle prédictif 71 est celui décrit plus haut. Le modèle prédictif 71 considère la portion du programme de puissance correspondant à l’intervalle de temps couvert par la séquence d’injection. L’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur calculée par le modèle prédictif 71 dépend entre autres de la fonction de coût choisie. Typiquement, elle comprend au moins le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur, par exemple l’axial offset AO. Les grandeurs caractéristiques de l’état du cœur calculées par le modèle prédictif 71 sont celles décrites plus haut pour le procédé de pilotage. La fonction de coût calculée par le module 73 caractérise par exemple une évolution d’un écart entre ledit paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence sur l’intervalle de temps déterminé. La fonction de coût est typiquement comme décrit plus haut pour le procédé de pilotage. D’autres fonctions de coûts peuvent être envisagées, comme décrit plus bas. Le module 73 utilise pour calculer la fonction de coût l’évolution calculée par le modèle prédictif 71. L’algorithme d’optimisation 75 est programmé pour, de manière itérative, générer une séquence d’injection, faire calculer l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique correspondante par le modèle prédictif du cœur 71, faire évaluer la fonction de coût correspondante par le module de coût 73, jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait. Le critère de convergence comprend par exemple atteindre l’extremum de la fonction de coût. Dans le cas des exemples de fonction de coût décrit plus haut, cet extremum est un minimum. En plus, le critère de convergence peut prévoir qu’une ou plusieurs des contraintes suivantes sont satisfaites : - l’écart entre le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et la valeur de référence pendant ledit intervalle de temps déterminé reste constamment inférieur à une limite déterminée ; - une quantité de poison neutronique injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieure à une limite déterminée ; - une quantité d’eau injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieure à une limite déterminée. Le critère de convergence, notamment les contraintes, sont comme décrit plus haut pour le procédé de pilotage. De préférence, l’organe de calcul 69 comporte encore un module de pente 77 programmé pour déterminer une pente optimum pour l’évolution de la puissance réacteur en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance. Le module de pente 77 est programmé pour : - faire calculer par le modèle prédictif du cœur 71 l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ; - faire évaluer par le module de coût 73 les fonctions de coût correspondant à chaque valeur de pente, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ; - choisir la valeur de pente minimisant la fonction de coût. La pente retenue par le modèle prédictif 71 pour déterminer la séquence d’injection optimum est la pente optimum, moins éventuellement un coefficient de sécurité. Elle est également recommandée à l’opérateur. Elle est calculée une seule fois pour un programme de puissance donnée. Elle est recalculée en revanche à chaque fois que le programme de puissance change. Quand le programme de puissance comporte plusieurs variations de puissance, une valeur de pente optimum est calculée pour chaque variation de puissance. Cette pente optimum est la pente la plus rapide qui puisse être obtenue compte tenu des contraintes existantes pour le réacteur. En variante, l’organe de calcul 69 ne comporte pas le module de pente 77. La pente à utiliser par le modèle prédictif 71 est alors fixée par l’opérateur, et introduite en utilisant l’interface utilisateur 65. Le module de pente 77 détermine de préférence la pente optimum comme décrit pour le procédé de pilotage. L’ensemble 63 est également configurée pour afficher : - la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau optimum, c’est-à-dire celle pour lequel le critère de convergence de la fonction de coût a été atteint ; - éventuellement la pente retenue pour la ou chaque variation de puissance ; - l’évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur pour la séquence d’injection optimum. Ces informations sont typiquement affichées sur l’interface utilisateur 65. La illustre un exemple d’écran de l’interface utilisateur 65 à l’instant t0. La partie supérieure de l’écran indique les consignes d’injection. Les consignes d’injection situées au-dessus de la ligne horizontale sont des consignes d’injection de poison neutronique, celles en-dessous de la ligne horizontale des consignes d’injection d’eau. La partie inférieure de la illustre l’évolution d’un des paramètres caractéristiques de l’état du cœur, en fonction du temps. Un ou plusieurs paramètres peuvent être affichés. Comme indiqué plus haut, ce ou ces paramètres sont choisis parmi le paramètre R caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur, la température moyenne du fluide caloporteur primaire Tmoy, la puissance du cœur P, la position des groupes de contrôle Pbank, la concentration xénon Xe, ou la concentration en poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire Cpn. La illustre une situation où une nouvelle séquence d’injection est déterminée avec l’ensemble 63 toutes les dix minutes, cette séquence comprenant six opérations d’injection d’une durée de dix minutes chacune, couvrant donc un intervalle de temps d’une heure. Entre t0+10 min et t0+70 min, la partie supérieure de l’écran montre la séquence d’injection optimum calculée à l’aide des paramètres opératoires acquis à t0. La partie inférieure de l’écran montre l’évolution des paramètres caractéristiques de l’état du cœur calculée pour la séquence d’injection optimum. Entre t0 et t0+10 min, la figure montre l’injection calculée à la précédente itération, c’est-à-dire calculée sur la base des paramètres opératoires acquis à t0-10 min. La montre entre t0-10 min et t0 l’injection réellement réalisée par l’opérateur, et l’évolution du paramètre caractérisant l’état du cœur réellement mesurée, à l’aide de l’instrumentation 55. Ainsi, l’étape S10 du procédé de pilotage est réalisée manuellement par l’opérateur, qui entre le programme de puissance sur l’interface utilisateur 65. L’étape S20 est réalisée par l’unité d’acquisition 67. L’étape S30 est réalisée par l’organe de calcul 69. La sous-étape S31 est effectuée par l’algorithme d’optimisation 75. La sous-étape S32 est exécutée par le modèle prédictif du cœur 71. La sous-étape S33 est exécutée par la fonction de coût 73. La sous-étape S34 est exécutée par l’algorithme d’optimisation 75. La sous-étape S35 est exécutée par le module de pente 77. L’étape S40 est typiquement réalisée sur l’interface utilisateur 65. Dans le mode de réalisation représenté sur la , l’ensemble de pilotage 63 fournit à l’opérateur la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau optimum déterminée pour l’intervalle de temps considéré, accompagnée éventuellement de la pente retenue pour effectuer la variation de puissance. L’opérateur pilote les unités 31 et 39 directement, en fonction de la séquence d’injection optimum fournie par l’ensemble 63. Plus précisément, il commande les vannes 37 et 47, et les pompes 35 et 45. Par ailleurs, il renseigne la boucle de pilotage turbine 61 avec la pente retenue éventuellement déterminée par l’ensemble 63. Selon une variante non représentée, le système d’instrumentation et de commande 53 comprend une boucle de contrôle dédiée aux unités 31 et 39. L’ensemble 63 fournit la séquence d’injection optimum directement à la boucle de contrôle. Elle fournit également directement la valeur de pente retenue à la boucle de contrôle turbine 61. On réalise ainsi un pilotage autonome des unités 31, 39 de la turbine, pendant le transitoire de puissance, sans intervention de l’opérateur. Selon une variante de réalisation, la fonction de coût est différente de celle décrite plus haut. Selon encore une autre variante, le modèle prédictif du cœur ne prend pas en compte de bande morte autour de la température de référence Tref. Ainsi, un déplacement des groupes de barres de contrôle est déterminé dès que Tmoy s’écarte de Tref. Procédé de pilotage d’un réacteur nucléaire (1), le réacteur nucléaire (1) ayant un cœur (3) comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire (5) et un circuit primaire (7) de refroidissement du cœur (3) dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, le procédé comprenant les étapes suivantes : S10/ acquisition d’un programme de puissance réacteur à fournir par le réacteur nucléaire, ce programme comprenant au moins une variation de puissance réacteur depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance ; S20/ acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire, comprenant au moins un paramètre caractérisant une puissance cœur fournie par le cœur du réacteur et un paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur ; S30/ de manière itérative, mise en œuvre des sous-étapes suivantes : S31/ génération d’une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé, S32/ calcul d’une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur (3) du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée, l’évolution étant calculée à l’aide d’un modèle prédictif du cœur du réacteur ; S33/ évaluation d’une fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée ; les sous-étapes S31/ à S33/ étant répétées jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait ; les étapes S20/ et S30 étant répétées avec une période inférieure à 60 minutes. Procédé de pilotage selon la revendication 1, dans lequel l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur calculée à l’étape S30/ comprend ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur. Procédé de pilotage selon la revendication 2, dans lequel la fonction de coût caractérise une évolution d’un écart entre ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence sur ledit intervalle de temps déterminé. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le critère de convergence comprend atteindre un extremum de la fonction de coût. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le critère de convergence comprend satisfaire au moins une contrainte choisie dans la liste suivante : - un écart entre ledit paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur et une valeur de référence pendant ledit intervalle de temps déterminé reste constamment inférieur à une limite déterminée ; - une quantité de poison neutronique injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieur à une limite déterminée ; - une quantité d’eau injectée par unité de temps pendant ledit intervalle de temps déterminé reste inférieur à une limite déterminée. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel à la sous-étape S31/ la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire est générée en considérant les résultats obtenus à l’itération précédente, par un algorithme à descente de gradient. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l’étape S30/ comprend une sous-étape S35/ de détermination d’une pente optimum pour une évolution de la puissance en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance, la sous-étape S35/ comprenant les opérations suivantes : -S351/ calcul d’une évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance à l’aide du modèle prédictif du cœur du réacteur, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ; S352/ évaluation de la fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ; S353/ choix de la valeur de pente minimisant le fonction de coût. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le modèle prédictif du cœur du réacteur est non linéaire. Procédé de pilotage selon la revendication 8, dans lequel le modèle prédictif du cœur du réacteur comprend plusieurs sous-modèles, chaque sous-modèle modélisant un niveau du cœur du réacteur nucléaire et comprenant au moins une équation décrivant une cinétique d’une densité de neutrons audit niveau et une équation décrivant une température du fluide caloporteur primaire audit niveau, le modèle comprenant en outre des équations décrivant des échanges de neutrons entre les niveaux et des équations caractérisant une réactivité à chaque niveau. Procédé de pilotage selon la revendication 9, dans lequel les équations caractérisant la réactivité à chaque niveau prennent en compte un ou plusieurs des effets suivants : - effet dû à une variation de la température du fluide caloporteur primaire audit niveau ; - effet dû à une variation de la puissance fournie par le cœur audit niveau ; - effet dû aux déplacements de groupes de barres de contrôle ; - effet dû à une variation de la concentration de poison neutronique dans le fluide caloporteur primaire ; - effet dû à une variation de la concentration en xenon dans les assemblages de combustible nucléaire audit niveau. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire comprend une pluralité d’opérations d’injection, chaque opération étant caractérisée par une quantité et une durée d’opération, le nombre d’opération dans la séquence d’injection étant compris entre 2 et 12, la durée d’opération étant comprise entre 2 minutes et 60 minutes. Procédé de pilotage selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l’intervalle de temps déterminé a une durée totale comprise entre 10 minutes et une durée du programme de puissance. Ensemble de pilotage d’un réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire (1) ayant un cœur (3) comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire (5) et un circuit primaire (7) de refroidissement du cœur (5) dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, l’ensemble de pilotage (63) comprenant : a/ une interface utilisateur (65), configurée pour qu’un utilisateur renseigne un programme de puissance à fournir par le réacteur nucléaire, ce programme comprenant au moins une variation de puissance depuis une première puissance jusqu’à une seconde puissance ; b/ une unité (67) d’acquisition de valeurs courantes d’une pluralité de paramètres opératoires du réacteur nucléaire, comprenant au moins un paramètre caractérisant une puissance fournie par le cœur (3) du réacteur et un paramètre caractérisant la répartition du flux neutronique dans le cœur (3) ; c/ un organe de calcul (69) comportant : - un algorithme d’optimisation (75), programmé pour générer une séquence d’injection de poison neutronique et/ou d’eau dans le liquide primaire couvrant un intervalle de temps déterminé, - un modèle prédictif (71) du cœur du réacteur, programmé pour calculer une évolution d’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ledit intervalle de temps déterminé en utilisant le programme de puissance acquis, les valeurs courantes des paramètres opératoires acquises et la séquence d’injection considérée; - un module de coût (73) configuré pour calculer une fonction de coût, en utilisant l’évolution calculée par le modèle prédictif (71) ; l’algorithme d’optimisation (75) étant programmé pour, de manière itérative, générer une séquence d’injection, faire calculer l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique correspondante par le modèle prédictif du cœur (71), faire évaluer la fonction de coût correspondante par le module de coût (73), jusqu’à ce qu’un critère de convergence de la fonction de coût soit satisfait. Ensemble de pilotage selon la revendication 13, dans lequel l’organe de calcul (63) comprend un module de pente (77) programmé pour déterminer une pente optimum pour une évolution de la puissance réacteur en fonction du temps pendant la variation de puissance depuis la première puissance jusqu’à la seconde puissance, ledit module étant programmé pour : - faire calculer par le modèle prédictif du cœur (71) l’évolution de l’au moins une grandeur caractéristique de l’état du cœur du réacteur nucléaire pendant ladite variation de puissance, pour plusieurs valeurs de pente, l’injection de poison neutronique ou d’eau par unité de temps étant considérée constamment égale au maximum possible ; -faire évaluer par le module de coût (73) les fonctions de coût correspondant à chaque valeur de pente, en utilisant l’évolution calculée pour chaque valeur de pente ; - choisir la valeur de pente minimisant la fonction de coût. Réacteur nucléaire (1) comportant un cœur (3) comprenant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire (5), un circuit primaire (7) de refroidissement du cœur (3) dans lequel circule un fluide caloporteur primaire contenant un poison neutronique, et un ensemble de pilotage (63) selon la revendication 13 ou 14.