FR 3129519 A1 20230526 FR 2212041 A 20221118 Procédé et appareil de mesure d’une distribution de puissance dans un cœur de réacteur Procédé de mesure d’une distribution de puissance dans un cœur de réacteur, suivant une équation de transport de neutrons représentant la relation entre des densités de puissance d’une pluralité d’éléments combustibles dans une cuve sous pression d’un réacteur nucléaire, des signaux de sortie provenant de détecteurs de neutrons à des emplacements de la pluralité de détecteurs de neutrons à l’intérieur et à l’extérieur de la cuve sous pression, et une sensibilité de détecteur relativement aux positions des éléments combustibles et des détecteurs de neutrons. La distribution de puissance du cœur de réacteur nucléaire est calculée à partir du produit de la matrice des signaux de sortie des détecteurs de neutrons et de la matrice pseudo-inverse relativement à la sensibilité de détecteur. La mesure de la distribution de puissance interne de réacteurs nucléaires présentant des emplacements limités pour l’insertion des détecteurs de neutrons, tels que les réacteurs à gaz à haute température et les réacteurs rapides, est maintenant possible. [Dessin de sélection] FIG . 3 PROCÉDÉ ET APPAREIL DE MESURE D’UNE DISTRIBUTION DE PUISSANCE DANS UN CŒUR DE RÉACTEUR La présente invention a pour objet un procédé et un appareil de mesure d’une distribution de puissance dans un cœur de réacteur par solution inverse à l’aide de signaux provenant de détecteurs de neutrons. Technologie de base Dans les réacteurs à eau légère actuels, l’environnement à l’intérieur du réacteur est à une température d’environ 300 à 400 °C. Par conséquent, les détecteurs de neutrons sont chargés directement à proximité de l’assemblage combustible du réacteur, la distribution de puissance est mesurée et la combustion du combustible dans le réacteur est contrôlée en fonction de la distribution de puissance mesurée (document de brevet 1).En revanche, étant donné que la température à l’intérieur d’un réacteur à haute température refroidi au gaz (HTGR) atteint jusqu’à environ 1000 °C et celle dans un réacteur rapide atteint environ 600 °C, aucune tentative n’a été faite pour mesurer la distribution de puissance dans le cœur de réacteur. [Document de brevet 1] Brevet n° 5 954 902 Problèmes que vise à résoudre l’invention Au cours des dernières années, on a cherché à développer des détecteurs de neutrons résistants aux hautes températures, tels que les détecteurs en céramique, mais l’insertion des détecteurs dans la zone de sortie du caloporteur du réacteur dans un réacteur à haute température refroidi au gaz n’est pas pratique, et l’emplacement d’insertion dans le cœur de réacteur est limité. De plus, du point de vue des organes internes d’un réacteur, dans les réacteurs à haute température refroidis au gaz et dans les réacteurs rapides il semble réaliste d’insérer le détecteur au sein du réacteur en utilisant des tubes de guidage de barres de commande. Placer un détecteur directement près de chaque corps combustible n’est pas pratique. Comme décrit ci-dessus, la présente invention permet de mesurer la distribution de puissance interne de réacteurs tels que les réacteurs à haute température refroidis au gaz et les réacteurs rapides, où les neutrons ont une longue portée et les détecteurs ne peuvent pas être insérés dans le cœur de réacteur, ou s’ils peuvent être insérés, leur emplacement d’insertion est limité. Un objectif principal de la présente invention est de rendre possible la mesure de la distribution de puissance interne de réacteurs nucléaires tels que les réacteurs au gaz à haute température et les réacteurs rapides, dans lesquels les emplacements où sont insérés les détecteurs de neutrons sont limités. Il va toutefois sans dire que ce procédé peut également être appliqué aux réacteurs à eau légère tels que les réacteurs à eau bouillante et les réacteurs à eau pressurisée, dans lesquels le détecteur de neutrons peut être inséré relativement librement. Moyens de résoudre le problème Un procédé de mesure de distribution de puissance selon un premier aspect de la présente invention est le suivant. Un procédé de mesure d’une distribution de puissance dans le cœur d’un réacteur, suivant une équation de transport de neutrons représentant la relation entre des densités de puissance d’une pluralité d’éléments combustibles dans une cuve sous pression d’un réacteur nucléaire, des signaux de sortie provenant des détecteurs de neutrons à des emplacements de la pluralité de détecteurs de neutrons à l’intérieur et à l’extérieur de la cuve sous pression, et une sensibilité de détecteur relativement aux positions des éléments combustibles et des détecteurs de neutrons, caractérisé en ce que la distribution de puissance du cœur de réacteur nucléaire est calculée à partir du produit de la matrice des signaux de sortie des détecteurs de neutrons et de la matrice pseudo-inverse relative à la sensibilité de détecteur. Plus précisément, le procédé de mesure d’une distribution de puissance dans un cœur de réacteur selon la présente invention, suivant une équation de transport de neutrons représentant la relation entre une densité de puissance pi de n éléments combustibles i à l’intérieur de la cuve sous pression, un signal de détecteur de neutrons Rj à m positions de détecteurs j à l’intérieur et à l’extérieur de la cuve sous pression, et une sensibilité de détecteur wj,i relativement à un élément combustible i) et une position de détecteur j, comprend les étapes suivantes : (1) l’obtention du signal du détecteur de neutrons à partir de l’équation suivante : (2) la représentation du signal de détecteur de neutrons Rj, de la densité de puissance pi et de la sensibilité de détecteur wj,i dans une représentation matricielle de l’équation suivante, (3) le calcul d’une matrice pseudo-inverse W + de la représentation matricielle de la sensibilité de détecteur wj,i en utilisant la représentation matricielle de l’équation suivante, (4) le calcul de la représentation matricielle de la densité de puissance pi en utilisant l’équation suivante qui représente la représentation matricielle du signal de détecteur de neutrons Rj et de la matrice pseudo-inverse W + . Un appareil selon un deuxième aspect de la présente invention présente la configuration suivante. Un appareil pour mesurer une distribution de puissance d’un cœur de réacteur, suivant une équation de transport de neutrons représentant la relation entre des densités de puissance d’une pluralité d’éléments combustibles dans une cuve de pression d’un réacteur, des signaux de détecteurs de neutrons à une pluralité de positions de détecteurs à l’intérieur et à l’extérieur de la cuve sous pression et une sensibilité de détecteur relativement à la position de l’élément combustible et du détecteur, lequel comprend : un ordinateur pour entrer des signaux de détecteurs de neutrons et réaliser un calcul prédéterminé suivant un programme informatique ; et un dispositif de mémoire pour stocker le programme informatique qui permet à l’ordinateur de calculer la distribution de puissance du cœur de réacteur par analyse inverse de la sensibilité de détecteur. Plus précisément, l’appareil pour mesurer une distribution de puissance dans un réacteur, suivant une équation de transport de neutrons représentant la relation entre une densité de puissance pi des n multiples éléments combustibles i dans la cuve sous pression, des signaux de détecteurs de neutrons Rj à m multiples positions de détecteurs j à l’intérieur et à l’extérieur de la cuve sous pression, et une sensibilité de détecteur wj,i relativement aux éléments combustibles i et aux positions de détecteurs j, dans lequel le programme susmentionné exécute les étapes suivantes : (1) l’obtention du signal de détecteur de neutrons à partir de l’équation suivante : (2) la représentation du signal de détecteur de neutrons Rj, de la densité de puissance pi et de la sensibilité de détecteur wj,i dans une représentation matricielle de l’équation suivante, (3) le calcul de la matrice pseudo-inverse W + de la représentation matricielle de la sensibilité de détecteur wj,i par la représentation matricielle de l’équation suivante, (4) le calcul de la représentation matricielle de la densité de puissance pi en utilisant l’équation suivante qui représente la représentation matricielle du signal de détecteur de neutrons Rj et de la matrice pseudo-inverse W + . Effets de l’invention La présente invention produit les effets suivants. (1) Pour un petit cœur à longue portée de neutrons, la distribution de puissance dans le cœur peut être mesurée en utilisant des signaux de détecteurs provenant uniquement des détecteurs externes. (2) Si le détecteur peut être inséré dans le réacteur et l’emplacement d’insertion est limité, la distribution de puissance interne du cœur entier peut être mesurée à partir des signaux de détecteurs à l’emplacement limité dans le réacteur. Comme décrit ci-dessus, même dans un réacteur à eau légère à courte portée de neutrons, en appliquant la présente invention il est possible de mesurer la distribution de puissance dans le réacteur, et la résolution de la mesure de distribution de puissance peut être améliorée plus qu’avant. Brève description des figures La est un diagramme explicatif de la sensibilité de détection de détecteurs externes dans les réacteurs à eau légère. La figure 2A est un diagramme explicatif de la sensibilité de détection d’un détecteur externe dans un réacteur à haute température refroidi au gaz, et la figure 2B est un diagramme explicatif de la sensibilité de détection d’un détecteur interne. La est un organigramme montrant schématiquement un procédé de mesure de la distribution de puissance dans le réacteur selon la présente invention. La est un diagramme explicatif schématique illustrant la relation de position entre un détecteur externe utilisé pour mesurer la distribution de puissance dans le cœur selon la présente invention et le cœur de réacteur ; La est un diagramme montrant un exemple d’entraînement d’un détecteur externe dans un réacteur à haute température refroidi au gaz. La est un diagramme montrant un exemple d’entraînement d’un détecteur interne dans un réacteur à haute température refroidi au gaz. Mode de réalisation de l’invention Comme le montre la , la sensibilité de détection des détecteurs externes pour chaque assemblage combustible dans un réacteur à eau légère est limitée aux assemblages combustibles situés sur la périphérie externe du cœur. Par conséquent, il est en principe impossible de mesurer directement la distribution de puissance à des emplacements internes au centre du réacteur à l’aide d’une instrumentation externe. Dans les réacteurs à eau pressurisée (PWR), tels que divulgués, par exemple, dans le brevet n° 5954902, pour surveiller la déviation de puissance axiale de la distribution de puissance vers le haut et le bas du cœur dans la direction axiale (décalage axial) afin de contrôler l’oscillation Xe, le décalage axial est évalué par l’instrumentation externe. Bien que le but soit d’évaluer la distribution de puissance, il s’agit en fait d’un problème de détermination de la valeur absolue de la distribution de puissance supposée à partir des valeurs mesurées de la périphérie. Puisque la distribution de puissance elle-même au centre du cœur est supposée, il n’est pas possible d’obtenir une distribution de puissance détaillée utilisée pour la commande de la combustion, ce qui est l’objet de la présente invention. En effet, l’eau légère présente d’excellentes performances en tant que modérateur dans les réacteurs à eau légère, si bien que les neutrons générés par la fission nucléaire entrent en collision avec l’hydrogène contenu dans l’eau légère et se transforment instantanément en neutrons thermiques, lesquels sont facilement absorbés par les matériaux combustibles nucléaires. En conséquence, la portée est très courte et, comme le montre la , les neutrons générés au centre du cœur ne s’échappent guère du réacteur. D’autre part, la montre la sensibilité de détecteur en supposant la disposition des détecteurs externes 1 et des détecteurs internes 2 telle que supposée dans la présente invention, pour le système du réacteur d’essai technique HTTR du réacteur à haute température refroidi au gaz. On peut voir que la sensibilité de détecteur est répartie sur une plage plus large que celle du réacteur à eau légère. Cette caractéristique étant supposée, nous présentons une technique d’analyse inverse du signal de détecteur et de reconstruction de la distribution de puissance. Le principe de mesure est le suivant. Comme le montre la , la sensibilité des neutrons depuis la position du détecteur jusqu’à la région du combustible nucléaire est évaluée à l’avance par des calculs de transport de neutrons. w(r,rd) est la sensibilité de détecteur pour des neutrons générés à une position de cœur de réacteur r destinée à être détectée à une position de détecteur rd, et S(r) est la source de neutrons de fission. D’autre part, afin d’évaluer la sensibilité de détecteur, il est nécessaire de résoudre l’équation de transport de neutrons suivante. L est l’opérateur de perte de neutrons, lequel exprime la perte de neutrons due au transport, à la diffusion et à l’absorption des neutrons. En conséquence, la réponse du détecteur du flux de neutrons obtenu devient le signal de détecteur. Σ d indique la section efficace de la réaction neutronique dans le détecteur. R(r d ,r) est le signal de détecteur à la position de détecteur r d dû aux neutrons générés à la position interne r. Si l’on suppose ici que la source de neutrons S(r) est une source de fission unitaire à partir de la seule position interne r i , où χ est le spectre de fission Puisque cette vitesse de réaction constitue elle-même la sensibilité de détecteur, D’autre part, pour des raisons de commodité, étant donné que la distribution de puissance est évaluée pour un élément combustible d’une largeur spécifique, la sensibilité de détecteur doit également être définie pour l’élément combustible, définie comme suit : Il s’agit de la sensibilité lors de la détection de neutrons à la position de détecteur j pour les neutrons générés par l’élément combustible i. D’autre part, pour obtenir la sensibilité de détecteur, il est nécessaire de réaliser un calcul du transport des neutrons en utilisant l’équation (2) pour le nombre d’éléments combustibles, dans lequel des sources de neutrons distribuées uniquement dans une région spécifique de l’élément combustible i, qui est exprimée dans l’équation (4), sont utilisées. Comme ceci augmente le temps de calcul et peut introduire des erreurs en raison du grand nombre de processus numériques, le procédé de solution suivant pour l’équation de transport de neutrons adjointe est généralement utilisé. Dans cette équation, est l’opérateur de perte de neutrons adjoint, et est le flux de neutrons adjoint. En conséquence, la sensibilité de détecteur dans l’équation (5) peut être exprimée comme suit. Dans ce procédé de calcul, la sensibilité de détecteur pour chaque élément combustible ne peut être évaluée qu’en résolvant une seule fois l’équation de transport de neutrons adjointe (7) et en réalisant le travail de tabulation des équations (6) et (8). Ici, le signal de détecteur Rj à la position de détecteur j peut être exprimé par la sensibilité wj,i à la position de détecteur j pour l’élément combustible i et la densité de puissance pi pour l’élément combustible i comme suit. Pour clarifier l’image physique, la source de neutrons de fission est remplacée par la densité de puissance, laquelle est proportionnelle à la source de neutrons de fission. L’obtention de signaux de détecteur à de multiples positions de détecteurs j produit de multiples équations qui, en représentation matricielle, peuvent être exprimées sous la forme : Si n est le nombre d’éléments combustibles et m est le nombre de positions de détecteurs, la sensibilité de détecteur est une matrice de m lignes et n colonnes. Si le nombre d’éléments combustibles et le nombre de positions de détecteurs sont les mêmes, n = m, et si les vecteurs de ligne des sensibilités de détecteurs sont linéairement indépendants, la matrice de sensibilités de détecteurs W est une matrice régulière de n lignes et n colonnes, et la matrice inverse est réputée avoir Dans ce cas, le vecteur de densité de puissance peut être obtenu directement à partir de l’équation (11) en tant que solution exacte. Ceci est synonyme du théorème selon lequel un nombre d’équations égal au nombre de variables est requis comme condition pour obtenir la solution d’équations linéaires simultanées. Cependant, en réalité, l’indépendance linéaire de l’efficacité de détection de n points de mesure mesurés arbitrairement n’est pas garantie. Même si n points de mesure sont définis, il est tout à fait possible que m en tant que point de mesure linéairement indépendant devienne m D’autre part, trouver la solution des moindres carrés donne une expression générale qui inclut cette solution exacte. La condition pour minimiser l’erreur au carré J définie par l’équation (12) est la solution de Cette solution est obtenue sous la forme Les étapes jusqu’à ce point sont brièvement illustrées à la où W + est appelé matrice pseudo-inverse. Comme décrit ci-dessus, W est une matrice m x n, laquelle n’a pas d’inverse à moins que n = m et les vecteurs de ligne des sensibilités de détecteurs soient linéairement indépendants. Si cette condition est satisfaite, Par le même calcul, une solution exacte similaire à celle de l’équation (11) peut être obtenue. D’autre part, lorsque n≠m, la solution obtenue par l’équation (14) est dite solution des moindres carrés mais n’est pas unique, c’est-à-dire qu’elle n’est pas garantie être une valeur vraie. Ici, lorsque m Inversement, si m>n, c’est-à-dire s’il y a plus d’équations que le nombre de variables (ici, le nombre de points de mesure), alors encore une fois il s’agit d’une solution des moindres carrés qui est considérée comme non unique. Cependant, comme cela sera confirmé dans des expériences numériques ultérieures, dans ce problème, des solutions exactes sont obtenues même quand un nombre excessif de points de mesure est défini. Cela va de soi du point de vue suivant. En effet, si le nombre d’équations est important, la solution exacte peut être obtenue à l’aide de l’équation (16) en ignorant le nombre d’équations. Par exemple, si les sensibilités de détecteurs à m points de mesure sont linéairement indépendantes, les points de mesure (équations) sont divisés en n groupes et m−n groupes. Initialement, la solution exacte de la distribution de puissance est obtenue à partir des équations (14) et (16) pour les n groupes. Naturellement, les signaux de détecteurs des m-n groupes restants satisfont les conditions de l’équation (9). En d’autres termes, les signaux de détecteurs correspondant aux positions de détecteurs des m-n groupes obtenus à partir de la distribution de puissance exacte (distribution de puissance réelle) et du calcul de l’équation (9) correspondent aux signaux de détecteurs des m-n groupes, même si la distribution de puissance exacte est obtenue à partir des équations. (14) et (16) pour les n groupes. En d’autres termes, pour calculer correctement la distribution de puissance, il suffit que m≧n. De plus, si une erreur est introduite dans la mesure, Si l’erreur a une distribution uniforme telle que le bruit électrique, compte tenu des propriétés du procédé des moindres carrés, plus il y a de points de mesure, plus l’influence de l’incertitude telle que le bruit est susceptible d’être éliminée. Cette tendance peut également être confirmée par le fait que plus il y a de points de mesure, plus les erreurs considérées comme des erreurs numériques sont réduites dans les expériences numériques qui seront effectuées plus tard. Si l’on considère explicitement le bruit, on peut dire que plus le nombre de points de mesure est grand, mieux c’est. Dans la présente invention, de nombreux points de mesure peuvent être assurés en déplaçant le détecteur, comme cela est décrit en détail ci-dessous. Cependant, en raison de contraintes telles que la structure du réacteur nucléaire installé et l’intégrité des matériaux, telles que l’environnement à haute température et à forte dose, il existe des cas où des points de mesure suffisants ne peuvent pas être assurés, ou la résolution de la distribution de puissance à évaluer est exprimée en unités de barres de combustible. Pour ces raisons, il est tout à fait concevable que le nombre de points de mesure soit insuffisant pour le nombre d’éléments combustibles qui ont une distribution de puissance. Dans ce cas, la validité des résultats de mesure est garantie par le procédé suivant. De manière pratique, la distribution de puissance peut être déterminée à l’aide de l’équation (14) en calculant la matrice pseudo-inverse indiquée à l’équation (15) indépendamment de la relation de grandeur entre le nombre de points de mesure m et le nombre d’éléments combustibles n. La question de savoir si le nombre de points de mesure est suffisant ou non peut être déterminée en vérifiant le rang de cette matrice pseudo-inverse. Le rang d’une matrice indique le nombre de lignes linéairement indépendantes dans chaque ligne de la matrice. La pseudo-inverse comporte n lignes et n colonnes, avec un rang maximum de n. Au fur et à mesure que le nombre de points de mesure augmente, le rang augmente et arrive à saturation à la valeur maximale de n. Des expériences numériques associées à la présente invention ont confirmé qu’une solution exacte peut être obtenue lorsque le rang prend la valeur maximale de n. D’autre part, si le rang est inférieur à n, une erreur se produit dans la densité de puissance prévue. Selon la présente invention, dans des expériences numériques qui seront décrites ultérieurement, à partir des résultats présentés dans le tableau 2, il a été constaté que la distribution de densité de sortie peut être reproduite avec une précision suffisamment acceptable quand une matrice pseudo-inverse d’un rang de 0,8n ou plus est obtenue. Par conséquent, le nombre de points de mesure devrait être égal ou supérieur au nombre d’éléments combustibles. Le nombre d’éléments combustibles dépend non seulement du nombre d’assemblages combustibles, mais également de la résolution requise. S’il est souhaitable de diviser davantage l’intérieur de l’assemblage combustible pour la commande de la combustion, le nombre d’éléments combustibles est encore augmenté. Si l’on prend l’exemple du HTTR, qui est un réacteur d’essai technique à haute température et un réacteur de recherche, celui-ci se compose de 150 blocs combustibles hexagonaux en forme de prisme présentant une distance entre faces opposées de 36 cm et une hauteur de 58 cm. Même si au minimum 150 signaux de détecteurs sont mesurés, une mesure avec des détecteurs individuels n’est pas réaliste, et il est nécessaire de déplacer un seul ou plusieurs détecteurs pour mesurer les signaux de détecteurs. Par conséquent, dans le présent procédé, on suppose que les signaux de détecteurs sont mesurés à l’aide d’une instrumentation externe, d’une instrumentation interne et, si nécessaire, d’une combinaison des deux. Quand la distribution de puissance est mesurée à l’aide uniquement du détecteur externe, les neutrons s’échappant de l’intérieur du cœur sont détectés à l’extérieur de la cuve sous pression, comme le montre la . Ensuite, pour obtenir des signaux de détecteurs de différentes hauteurs, le détecteur est entraîné le long de la piste spiralée 10 comme le montre la . Avec ce procédé, il est possible de mesurer une série de mouvements avec un seul détecteur. Ce procédé est un procédé de commande également utilisé en général dans la tomodensitométrie à rayons X. Cependant, du point de vue de la fabricabilité et de la maintenabilité, il est plus simple de disposer une pluralité de détecteurs sur la circonférence externe de la cuve sous pression et d’entraîner verticalement chaque détecteur. Cela permet de réaliser des mesures à partir d’un nombre presque infini de points de mesure. Si une instrumentation interne est choisie, il convient de noter que dans le cas des réacteurs à haute température refroidis au gaz, la température de l’environnement à l’intérieur du réacteur est extrêmement élevée et, dans le cas des réacteurs rapides, les dommages causés par les radiations aux détecteurs sont visibles. Au lieu de les placer dans le cœur, il est pratique d’utiliser des tubes de guidage de barres de commande, de les insérer lorsqu’ils sont utilisés et de les stocker à l’extérieur du réacteur lorsqu’ils ne sont pas utilisés. Comme les tubes de guidage de barres de commande existent indépendamment du combustible à la fois dans le HTGR et dans le réacteur rapide, il y a de la place pour les tubes de guidage de barres de commande, et il est possible de modifier la conception pour entraîner le détecteur. La montre un exemple de réacteur à haute température à gaz. Supposons l’insertion du détecteur à partir de la colonne montante 20 qui abrite les barres de commande. Lorsqu’il n’est pas utilisé, le détecteur est rétracté et stocké dans la colonne montante 20. Il peut être stocké à une température d’environ 300 °C par un flux de refroidissement et peut être protégé contre les dommages causés par les radiations. Lors de son utilisation, il est inséré en continu pour assurer le nombre de points de mesure. Dans le cas du HTTR, 30 corps combustibles sont disposés dans le sens radial, pour 16 blocs de guidage de barres de commande. Lors de l’évaluation de la distribution de puissance pour chaque bloc combustible, si deux points de mesure sont établis dans le sens de la hauteur en-deçà de la hauteur des blocs combustibles de 58 cm, et tous les 29 cm, le même nombre de points de mesure que le bloc combustible peut être assuré. En évitant les régions à haute température comme le montre la , le nombre de points de mesure est réduit, si bien que l’on s’attendra à une précision réduite de l’évaluation de la distribution de puissance. Si la précision de mesure est inacceptable, il est possible d’éviter une diminution de la précision en prenant des contre-mesures par une modification de la conception telle qu’une augmentation du nombre de détecteurs internes. De plus, plus le nombre de points de mesure est augmenté, plus la résolution de la distribution de puissance à mesurer est élevée. Par conséquent, en utilisant à la fois le détecteur externe et le détecteur interne, on peut désormais mesurer la distribution de puissance avec une plus grande précision. Dans le processus de conception de la présente invention, on a supposé un cœur à longue portée de neutrons, différent des réacteurs à eau légère. Dans l’instrumentation interne des réacteurs à eau légère, la distribution de puissance pouvant être prédite à partir des neutrons mesurés est traitée comme représentant la puissance moyenne de l’assemblage combustible autour du détecteur. Comme nous mesurons les neutrons de fuite, nous pouvons déterminer directement la distribution de puissance pour chaque assemblage en réalisant une analyse inverse à l’aide de la distribution de sensibilité de détecteur pré-évaluée pour le cœur à longue portée de neutrons. Applicabilité industrielle Les compagnies d’électricité qui exploitent les réacteurs à eau légère actuels surveillent directement la combustion et gèrent le combustible dans le réacteur en mesurant directement la distribution de puissance à l’aide d’une instrumentation interne. En revanche, pour les HTGR et les réacteurs rapides, aucune instrumentation interne n’a été développée en raison de l’environnement à haute température, et aucune technologie de mesure directe de la distribution de puissance interne n’a été développée. La présente invention permet pour la première fois de mesurer la distribution de puissance interne de ces deux réacteurs évolués, permettant la même gestion du combustible interne que dans les réacteurs à eau légère, et améliorant significativement l’économie et la sécurité. Dans un système à cœur de petite taille, si une sensibilité de détecteur suffisante peut être assurée jusqu’aux corps combustibles au centre du cœur, il est possible de mesurer la distribution de puissance à l’aide uniquement d’une instrumentation externe. En entraînant les détecteurs externes, il est possible de réduire le nombre de détecteurs nécessaires pour obtenir les points de mesure nécessaires et mettre fin au travail de correction de l’efficacité de détection dû à la construction d’une pluralité de détecteurs. Dans un cœur où l’instrumentation interne peut être installée, il est possible de mesurer la distribution de puissance dans une large plage pour la position d’insertion limitée dans le cœur. Même si l’emplacement de chargement est limité en raison de problèmes structurels, de température ou d’environnement d’irradiation, etc., il est possible de mesurer la distribution de puissance. En ce qui concerne l’instrumentation interne, en rendant mobile le détecteur interne, il est possible non seulement d’augmenter le nombre de points de mesure, mais aussi d’éviter la détérioration lorsque le détecteur n’est pas utilisé. Dans les réacteurs à haute température refroidis au gaz et les réacteurs rapides, les tubes de guidage de barres de commande sont indépendants des assemblages combustibles, et il y a ample espace pour placer les détecteurs entraînés. Les performances de la présente invention ont été appliquées au système de réacteur d’essai technique à haute température (HTTR) et confirmées par simulation. En ce qui concerne l’instrumentation externe, la distribution de puissance de 150 blocs combustibles a été mesurée à un total de 180 points, 36 points sur la circonférence de la cuve sous pression et 5 points sur la hauteur, et les résultats sont présentés dans le tableau 1. [Tableau 1] Erreur de mesure de distribution de puissance dans le système HTTR Tableau 1 Erreur de mesure de distribution de puissance avec un détecteur externe L’erreur de mesure moyenne de tous les blocs combustibles était de 1,2 x 10 -9 %, et le bloc présentant l’erreur maximale présentait une erreur négligeable de 1,1 x 10 -8 %. L’instrumentation interne a été évaluée en mesurant 320 points, 16 détecteurs et 20 positions de hauteur. Le tableau 1 présente les résultats. L’erreur de mesure moyenne de tous les blocs combustibles est de 3,2 x 10 -11 %, et le bloc présentant l’erreur maximale est d’environ 2,4 x 10 -10 %, ce qui peut être considéré comme une solution exacte. Le tableau 2 montre les résultats quand une insertion partielle a été réalisée afin d’éviter l’insertion du détecteur dans la partie inférieure du cœur où la température devient élevée. [Tableau 2] Erreur de mesure de distribution de puissance quand le détecteur interne est partiellement inséré dans le système HTTR Tableau 2 Erreur de mesure de distribution de puissance avec un détecteur interne partiellement inséré Les positions des points de mesure sont fixes et les points de mesure situés sous le cœur sont exclus des 20 points dans le sens de la hauteur par insertion partielle. Même dans le cas d’une insertion à 50%, le tableau montre une bonne correspondance qui peut être considérée comme une solution exacte. A 45 % et 40 % d’insertion partielle, les erreurs moyennes de cœur sont de 0,28 % et 1,1 %, et les erreurs locales maximales sont de 5,0 % et 6,5 %. Comme il ressort clairement de la réduction du rang de la matrice inverse, cette erreur est due à l’absence de points de mesure plutôt qu’à la position d’insertion partielle. Une amélioration est possible en éliminant les erreurs même en insertion partielle, en rapprochant les points de mesure. De cette façon, la distribution de puissance du cœur entier peut être mesurée en insérant environ la moitié des détecteurs dans le réacteur, et il est possible d’éviter d’insérer des détecteurs dans les régions à haute température. Avec une insertion partielle de 50%, on peut anticiper une chute de la température ambiante du détecteur par environ 200 °C et une réduction considérable de la charge sur le détecteur en termes de résistance thermique du détecteur. L’applicabilité du procédé de mesure de la distribution de puissance à l’aide d’une instrumentation externe est déterminée par la relation entre la portée des neutrons et la taille du cœur. Le tableau 3 montre la trajectoire de vol moyenne depuis une source jusqu’à l’absorption de neutrons comme la potée des neutrons pour chaque type de réacteur. [Tableau 3] Longueur de diffusion de chaque type de réacteur Tableau 3 Longueur de diffusion de chaque type de réacteur Les longueurs de diffusion ont été évaluées et comparées à la section combustible. Alors que le réacteur à eau légère mesure environ 7 cm, le réacteur à gaz à haute température mesure environ 4 fois plus et le réacteur rapide environ 6 fois plus. Il est possible d’estimer la distribution de puissance de l’assemblage combustible sur une large plage à partir des informations des neutrons mesurés. La sensibilité de détecteur des réacteurs à eau légère est d’environ 40 cm à 60 cm, comme le montre la . Même la conception de NuScale Power, LLC, qui est en cours de développement en tant que petit réacteur nucléaire (SMR), a un rayon de cœur d’environ 120 cm, si bien qu’elle ne peut pas être appliquée aux réacteurs à eau légère. Pour le HTGR, une large distribution de la sensibilité de détecteur est obtenue comme le montre la . En supposant que le rayon de cœur effectif du HTTR, qui est d’environ 130 cm, puisse être observé à partir de la circonférence externe du cœur, la puissance plus élevée du HTGR augmentera la densité de puissance et augmentera la longueur du cœur. Dans le cœur de haute puissance, du point de vue de la sécurité en cas d’accident de décompression, puisqu’il prend la forme d’un cœur annulaire sans disposer le combustible au centre du cœur, il est applicable non seulement à un HTTR d’une puissance de cœur d’un réacteur commercial de 30 MW, mais également de 165 MW, et de 600 MW conçu par l’Agence japonaise de l’énergie atomique. Pour les réacteurs rapides, on peut s’attendre à une plus large plage de sensibilités de détecteurs en raison des longueurs de diffusion plus longues. Etant donné que le réacteur PRISM (Power Reactor Innovative Small Module - Petit module innovant de réacteur de puissance), qui est une conception typique de réacteur rapide PRM, a un rayon de cœur d’environ 130 cm, il est pleinement applicable. En revanche, pour un grand réacteur rapide d’un rayon de cœur d’environ 300 cm, il est difficile d’appliquer uniquement des détecteurs externes. Le procédé utilisant une instrumentation interne peut être appliqué non seulement aux réacteurs à haute température refroidis au gaz et aux réacteurs rapides, mais aussi au traitement des données de l’instrumentation interne actuelle dans les réacteurs à eau légère actuels. En appliquant le procédé d’analyse inverse du cœur, il est possible d’améliorer la résolution de la distribution de puissance dans le cœur. Alors que le procédé actuel est une approche intégrale dans laquelle la valeur mesurée de l’instrumentation interne est la valeur moyenne de la puissance de l’assemblage combustible périphérique, la présente analyse est une approche différentielle dans laquelle des signaux de mesure sont attribués à chaque région et reconstruits. Dans l’explication ci-dessus, une matrice pseudo-inverse est utilisée pour montrer la structure mathématique essentielle, et le rang de la matrice pseudo-inverse est utilisé comme indice pour mesurer la composante linéaire indépendante. Il existe toutefois également des approches telles que des solutions numériques qui n’utilisent pas de matrices inverses et des procédés de vraisemblance maximale qui remplacent le procédé des moindres carrés. Il existe de multiples implémentations de procédés inverses. Procédé de mesure d’une distribution de puissance dans un cœur de réacteur, suivant une équation de transport de neutrons représentant la relation entre des densités de puissance d’une pluralité d’éléments combustibles dans une cuve sous pression d’un réacteur nucléaire, des signaux de sortie provenant de détecteurs de neutrons situés à des emplacements de la pluralité de détecteurs de neutrons à l’intérieur et à l’extérieur de la cuve sous pression, et la sensibilité de détecteur relativement aux positions des éléments combustibles et des détecteurs de neutrons, caractérisé en ce que la distribution de puissance du cœur de réacteur nucléaire est calculée à partir du produit de la matrice des signaux de sortie provenant des détecteurs de neutrons et de la matrice pseudo-inverse relative à la sensibilité de détecteur. Procédé de mesure d’une distribution de puissance dans un cœur de réacteur selon la revendication 1, dans lequel lesdits signaux de sortie des détecteurs de neutrons sont calculés par l’équation suivante, et [Math. 26] ladite matrice pseudo-inverse relative à la sensibilité de détecteur est calculée en utilisant la représentation matricielle de l’équation suivante, [Math. 27] où pi représente la densité de puissance de n éléments combustibles i à l’intérieur de la cuve sous pression, Rj représente des signaux de détecteurs de neutrons à m positions de détecteur à l’intérieur et à l’extérieur de la cuve sous pression, wj,i représente une sensibilité de détecteur relativement à un élément combustible i et à une position de détecteur j, et W + représente la matrice pseudo-inverse relative à la sensibilité de détecteur. Procédé de mesure d’une distribution de puissance dans un cœur de réacteur selon la revendication 1, dans lequel ladite distribution de puissance est obtenue suivant une équation de transport de neutrons représentant la relation entre une densité de puissance pi de n éléments combustibles i à l’intérieur de la cuve sous pression, un signal de détecteur de neutrons Rj à m positions de détecteur j à l’intérieur et à l’extérieur de la cuve sous pression, et une sensibilité de détecteur wj,i relativement à un élément combustible i et à une position de détecteur j, lequel comprend les étapes suivantes : l’obtention du signal de détecteur de neutrons à partir de l’équation suivante, [Math. 28] représentant un signal de détecteur de neutrons Rj, une densité de puissance pi et une sensibilité de détecteur wj,i dans une représentation matricielle de l’équation suivante, [Math. 29] le calcul d’une matrice pseudo-inverse W + de la représentation matricielle de la sensibilité de détecteur wj,i en utilisant la représentation matricielle de l’équation suivante, [Math. 30] le calcul de la représentation matricielle de la densité de puissance pi en utilisant l’équation suivante qui représente la représentation matricielle du signal de détecteur de neutrons Rj et la matrice pseudo-inverse W + . [Math. 31] Procédé de mesure d’une distribution de puissance dans un cœur de réacteur selon la revendication 1 ou 2, dans lequel les signaux de détecteurs de neutrons sont acquis en entraînant des détecteurs de neutrons positionnés à de multiples emplacements à l’intérieur et à l’extérieur de la cuve sous pression. Procédé de mesure d’une distribution de puissance dans un cœur de réacteur selon l’une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la valeur mesurée est délivrée en tant que résultat de mesure valide quand le rang de la matrice pseudo-inverse est égal ou supérieur à 0,8n (n est le nombre de la pluralité d’éléments combustibles).