FR 3164564 A1 20260116 FR 2407606 A 20240711 La présente divulgation concerne un procédé (100) d’aide à la stabilisation d’un réacteur nucléaire, le procédé étant mis en œuvre par ordinateur et comprenant des étapes de : réception (101) de données d’entrée représentatives d’une position de barres neutrophages du réacteur nucléaire, à partir des données d’entrée, génération (102) : d’une évolution simulée d’un paramètre d’iode indicatif d’un déséquilibre axial d’une quantité d’iode dans le réacteur nucléaire, d’une évolution simulée d’un paramètre de xénon indicatif d’un déséquilibre axial d’une quantité de xénon dans le réacteur nucléaire, et d’une évolution simulée d’un paramètre de puissance indicatif d’un déséquilibre axial de puissance thermique générée dans le réacteur nucléaire ; génération (103) d’un graphe superposant l’évolution simulée du paramètre d’iode, l’évolution simulée du paramètre de xénon et l’évolution simulée du paramètre de puissance. Figure d’abrégé : fig. 3 Procédé d’aide à la stabilisation d’un réacteur nucléaire La présente demande concerne un procédé d’aide au pilotage d’un réacteur nucléaire. Il vise à faciliter l’atteinte d’un état de stabilité du réacteur nucléaire. ETAT DE LA TECHNIQUE Une tranche nucléaire est une unité de production d’électricité comprenant un réacteur nucléaire, une turbine génératrice de courant, des circuits alimentant la turbine génératrice de courant, et un système de commande permettant à un opérateur de piloter la production d’électricité. Dans le cadre de la lutte contre les émissions de CO2, les énergies renouvelables sont de plus en plus présentes sur le réseau électrique. Par nature, elles sont liées aux conditions climatiques, et donc intermittentes et fluctuantes. Le réseau électrique est vaste et interconnecté, et la fréquence électrique est contrôlée pour fournir un courant de qualité. Il ne peut donc pas absorber des sources de production trop disparates et aléatoires. Le nucléaire, qui peut être piloté, sert donc à compléter les énergies renouvelables pour assurer une stabilité globale de production d’électricité, en adéquation avec la consommation. Historiquement conçue comme un moyen de production en base, le pilotage des tranches nucléaires s’en trouve donc fortement impacté, le fonctionnement desdites tranches nucléaires devant s’adapter sur des fenêtres temporelles plus courtes que dans la pratique antérieure, de plus en plus nombreuses, pour faire face au nombre croissant de demandes de variations de puissance. Le pilotage d’un réacteur nucléaire nécessite de connaître l’état présent du réacteur pour pouvoir atteindre un point de fonctionnement prédéterminé ou souhaité à l’aide de moyens de commande dont dispose l’opérateur de conduite. Or, lesdits phénomènes physiques au sein d’un réacteur nucléaire sont d’une grande complexité ce qui nécessite de faire appel à de multiples branches de la physique dont la physique nucléaire, la neutronique (ex : lois qui gouvernent la population de neutrons), la thermo-hydraulique (ex : la mécanique des fluides et le transport de la chaleur), la thermique et la thermomécanique (effet des efforts sur des matériaux soumis à la chaleur) ; ces sciences s’appliquant ici au cœur des réacteurs nucléaires. On le voit, les phénomènes qui se produisent sont de natures diverses ; ils interagissent en outre les uns avec les autres. Ainsi et par exemple, une fission (physique nucléaire) se produit par l’interaction d’un noyau lourd avec des neutrons (neutronique), ladite fission produit de la chaleur qui se propage dans la matière (thermique), celle-ci transmettant ses calories à l’eau qui les transporte (thermo-hydraulique). Ici, la neutronique est la branche centrale du fait qu’elle gouverne la génération des phénomènes précités, elle permet la caractérisation de la population neutronique répartie spatialement et temporellement selon un spectre énergétique qui dépendra de l’interaction avec la matière. Ces interactions sont l’absorption (fissile, fertile et stérile), la diffusion, la réflexion, et les fuites de neutrons. Il faut y ajouter une composante cinétique liée à la production effective de neutrons par fission répartie en neutrons prompts et neutrons retardés. Ces derniers, minoritaires et naissant plusieurs secondes après les neutrons prompts, sont essentiels pour permettent le pilotage d’un réacteur nucléaire. Ainsi, il apparaît clair que le comportement neutronique ne peut être appréhendé dans sa globalité par un opérateur d’une tranche nucléaire qui souhaite prendre une décision sur la base d’indicateurs facilement interprétables. L’opérateur n’a que peu d’éléments d’appréciation de l’état de stabilité d’un réacteur à sa disposition. Ces éléments ne lui permettent pas, à partir de l’état courant du réacteur, de prédire la trajectoire du point de fonctionnement qui sera ultérieurement la plus proche de la réalité. De plus, si son appréciation de l’état de départ du réacteur est faussée, la trajectoire du point de fonctionnement intuitée le sera aussi. Les cartes de flux sont des mesures d'activités réalisées dans le réacteur ayant pour but de : vérifier certains critères de sûreté associés ; recalibrer les chambres externes ; calibrer les chaines de puissance linéique (aussi appelée PLIN) et de rapport de flux thermique critique (ou DNBR pour l’anglais departure from nucleate boiling ratio ) ; calculer des grandeurs d'intérêt nécessaires au système de protection du cœur et au pilotage du réacteur. Il existe deux types de cartes de flux : partielles ou complètes. Au cours d’un redémarrage de réacteur, et conformément au référentiel d’exploitation des réacteurs, lors de la première montée en puissance après rechargement du cœur, de nombreuses cartes de flux complètes et partielles doivent être réalisées. L’objectif de ces cartes de flux vise à recalibrer la réponse des chambres externes (l’instrumentation du réacteur permettant la mesure des flux de neutrons) et des systèmes de protection pour qu'elle reste représentative de l'activité du cœur, à l'aide d'un code de calibrage spécifique au palier de tranche nucléaire considéré. Elles permettent aussi de détecter une erreur éventuelle de rechargement de combustible. Un essai périodique est conduit environ une fois par mois par les équipes de conduite, les équipes d’essais et les automaticiens. Il consiste à stabiliser le réacteur pour permettre aux techniciens essais de réaliser une carte de flux complète. Cette carte de flux vise à obtenir une mesure en trois dimensions de la distribution du flux neutronique dans le réacteur, ce qui permet de : vérifier la conformité aux études de sûreté (en termes de distribution de puissance, de facteurs de points chauds…) ; suivre l’épuisement du combustible et l’évolution de la distribution de puissance qui a eu lieu pendant le fonctionnement du réacteur. Le temps nécessaire à l’obtention des critères de stabilité requis pour la réalisation de la carte de flux peut être significatif. Aujourd’hui, les pratiques de pilotage sont très hétérogènes, et deux opérateurs différents peuvent par conséquent parvenir à atteindre un état de stabilité du cœur dans des laps de temps très différents. Or, durant le temps nécessaire à l’atteinte d’un état stable, la tranche nucléaire reste indisponible, et la puissance qu’elle serait capable de fournir ne peut pas être utilisée. En outre, un opérateur peut ne pas parvenir à un état du réacteur suffisamment stable, dans lequel il y a un réel équilibre du cœur. Ceci est notamment dû au fait que les évolutions de la concentration en xénon (fort absorbant neutronique) dans le réacteur induisent une oscillation d’un paramètre dit Dpax, indicatif d’un déséquilibre axial de la puissance thermique disponible dans le réacteur, qui s’apparente alors à une forme sinusoïdale à longue période. Il peut arriver que la carte de flux soit réalisée alors que le Dpax se trouve à un maximum ou un minimum de la sinusoïde et donc d’apparence stable. Cependant, sans action de l’opérateur, le Dpax ne restera pas à cet extremum. C’est la pseudo-stabilité, qui n’est pas représentative d’un cœur stable. Ainsi, les valeurs de Dpax à l’équilibre qui découlent de ces cartes de flux peuvent être de mauvaise qualité car elles ne représentent pas un réel point d’équilibre, tandis que cette valeur est ensuite utilisée comme référence pour le mois suivant par les équipes de pilotage. EXPOSE Un but est donc de faciliter l’action d’un opérateur visant à atteindre un état de stabilité d’un réacteur nucléaire, cet état de stabilité étant de nature à permettre la réalisation d’une carte de flux du réacteur. À cet effet, il est proposé un procédé d’aide à la stabilisation d’un réacteur nucléaire, le procédé étant mis en œuvre par ordinateur et comprenant des étapes de : réception de données d’entrée représentatives d’une position de barres neutrophages du réacteur nucléaire, à partir des données d’entrée, génération : d’une évolution simulée d’un paramètre d’iode indicatif d’un déséquilibre axial d’une quantité d’iode dans le réacteur nucléaire, d’une évolution simulée d’un paramètre de xénon indicatif d’un déséquilibre axial d’une quantité de xénon dans le réacteur nucléaire, et d’une évolution simulée d’un paramètre de puissance indicatif d’un déséquilibre axial de puissance thermique générée dans le réacteur nucléaire ; génération d’un graphe superposant l’évolution simulée du paramètre d’iode, l’évolution simulée du paramètre de xénon et l’évolution simulée du paramètre de puissance. La représentation simultanée et sur un graphe commun du paramètre de xénon, du paramètre d’iode et du paramètre de puissance permet à un opérateur de détecter aisément un réel état de stabilité du réacteur, pour lequel une carte de flux représentative d’un flux neutronique dans le réacteur peut être établie de manière précise. Au contraire des procédés conventionnels pour lesquels l’opérateur suit uniquement l’évolution d’un paramètre de puissance représentatif d’un déséquilibre axial de puissance dans le réacteur, on évite que l’opérateur ne puisse confondre un état de stabilité et un état de pseudo-stabilité dû à une oscillation de ce paramètre de puissance dans le temps. Ainsi, l’opérateur est en mesure de détecter de manière précise un prochain instant de stabilité du réacteur nucléaire. Ceci permet notamment à l’opérateur de valider ou d’invalider une stratégie de pilotage établie préalablement à la simulation, et le cas échéant de modifier cette stratégie de pilotage pour atteindre un état de stabilité qui permette la réalisation d’une carte de flux précise du réacteur. Selon un mode de réalisation, au moins une parmi l’évolution simulée du paramètre de xénon, l’évolution simulée du paramètre de puissance et l’évolution simulée du paramètre d’iode est générée à partir de données de consigne comprenant une puissance électrique de consigne, la puissance électrique de consigne étant de préférence une puissance maximale nette disponible dans le réacteur nucléaire. Selon un mode de réalisation, le procédé comprend des étapes de : à partir des données d’entrée, génération d’une évolution simulée brute du paramètre de xénon représentative d’un déséquilibre axial de la quantité de xénon dans le réacteur nucléaire, application d’une transformation affine à l’évolution simulée brute du paramètre de xénon, de sorte à obtenir l’évolution simulée du paramètre de xénon, l’évolution simulée du paramètre de xénon étant représentative d’un déséquilibre axial d’une quantité de xénon issue d’une désintégration de l’iode présent dans le réacteur nucléaire. Selon un mode de réalisation, le graphe comprend au moins une des courbes suivantes, en superposition avec l’évolution simulée du paramètre d’iode, l’évolution simulée du paramètre de xénon et l’évolution simulée du paramètre de puissance : une courbe représentant une valeur de référence du paramètre d’iode, et une courbe représentant la position des barres de contrôle neutrophages. La présente divulgation concerne en outre un produit programme d’ordinateur comprenant des instructions de code de programme pour l’exécution des étapes du procédé tel que défini précédemment, lorsque ce programme est exécuté par un ordinateur. La présente divulgation concerne en outre une mémoire lisible par ordinateur stockant des instructions exécutables par l’ordinateur pour l’exécution des étapes du procédé tel que défini précédemment. DESCRIPTION DES FIGURES D’autres caractéristiques, buts et avantages ressortiront de la description qui suit, qui est purement illustrative et non limitative, et qui doit être lue en regard des dessins annexés sur lesquels : La FIG. 1 illustre de façon schématique une tranche nucléaire selon un mode de réalisation. La FIG. 2 illustre de façon schématique un procédé mis en œuvre pour atteindre un état de stabilité de la tranche nucléaire représentée sur la FIG. 1 . La FIG. 3 illustre un graphe produit dans le cadre du procédé de stabilisation de la tranche nucléaire illustré sur la FIG. 2 . La FIG. 4 illustre de façon schématique un procédé mis en œuvre pour maintenir la tranche nucléaire dans son état de stabilité. La FIG. 5 illustre un graphe produit dans le cadre du procédé de maintien de la stabilité de la tranche nucléaire illustré sur la FIG. 4 . Sur l’ensemble des figures, les éléments similaires portent des signes de référence identiques. DESCRIPTION DETAILLEE En référence à la FIG. 1 , une centrale nucléaire comprend une ou plusieurs tranches nucléaires 1. Chaque tranche nucléaire 1 est une unité de production d’électricité comprenant un réacteur nucléaire 2, une turbine génératrice de courant 4 reliée à au réacteur nucléaire 2 2, et un système de commande 6 permettant à un opérateur de piloter la production d’électricité par la tranche nucléaire 1. Le réacteur nucléaire 2 est le siège d’une réaction en chaîne de fission, principalement de noyaux d’uranium 235 par des neutrons. Les neutrons émis lors d’une fission sont trop énergétiques pour produire d’autres fissions, il est donc nécessaire de les ralentir pour atteindre des niveaux d’énergie plus faibles, où la probabilité de produire des fissions est plus forte. A cet effet, le réacteur nucléaire 2 comprend un circuit pour faire circuler de l’eau dans le cœur nucléaire, afin de ralentir les neutrons. L’eau agit comme modérateur, et agit également comme caloporteur en transportant la chaleur produite lors des fissions. Le réacteur nucléaire 2 est connu de l’état de la technique. De façon connue en soi, le réacteur nucléaire 2 comprend des barres adaptées pour absorber des neutrons, ou barres neutrophages. Les barres neutrophages sont des dispositifs mobiles par rapport à un bâti du réacteur dans une direction axiale pour si nécessaire absorber les neutrons et diminuer la réaction en chaîne. La quantité de neutrons absorbée par les barres neutrophages dépend de leur position par rapport au bâti. La direction axiale est typiquement verticale. Le réacteur nucléaire 2 comprend par exemples deux groupes de barres neutrophages : Un premier groupe de barres de régulation, dit groupe R, destiné au contrôle de la température du cœur, Un groupe compensateur de puissance, dit groupe GCP : ce groupe est lui-même constitué de plusieurs sous-groupes de barres d’absorption différentes, et permet de moduler la puissance produite dans le cœur. Le réacteur nucléaire 2 peut également utiliser d’autres absorbants, introduits volontairement, ou produits par les réactions dans le cœur, afin de capturer les neutrons de sorte à empêcher ces derniers de produire des fissions. Il peut s’agir : du bore (introduit de manière diluée dans le modérateur, afin de limiter la réaction en chaîne). L’opérateur peut agir sur la concentration en bore dans le modérateur ; du xénon 135 : absorbant très efficace de neutrons produit lors du fonctionnement du cœur. Les variations de puissance du réacteur mettent en œuvre une physique complexe qui provoque des oscillations de concentration de xénon spatiales et temporelles. Un opérateur ne peut agir directement sur le xénon, mais doit mettre en œuvre les moyens de le contrôler lorsqu’il pilote le réacteur ; du samarium 149 : également un absorbant de neutrons, mais moins efficace que le xénon. Le samarium se cumule (contrairement au xénon qui se désintègre avec une période de 9h environ). Il existe également des absorbants qui sont des produits de fission générés lors du fonctionnement du cœur, mais ayant des effets moins importants que le xénon ou le samarium. Un opérateur ne peut agir sur ces éléments. Le réacteur nucléaire 2 comprend deux réflecteurs de neutrons ayant des positions respectives différentes dans la direction axiale. Ainsi, lorsque cette direction axiale est verticale, le réacteur nucléaire 2 comprend un réflecteur de neutrons supérieur donc situé au-dessus du réacteur et au moins un réflecteur de neutrons inférieur, situé en dessous du réacteur et donc par conséquence en dessous du réflecteur de neutrons supérieur. Chaque réflecteur de neutrons est capable de renvoyer une part du flux neutronique vers le réacteur. Ce flux renvoyé a un impact direct sur la demi hauteur du réacteur à laquelle est positionné le réflecteur. Le réflecteur supérieur impacte donc la partie haute du cœur et réciproquement pour le réflecteur inférieur et la partie basse du réacteur. Les puissances thermique issues de ces deux régions hautes et basses sont la résultante du flux neutronique et des effets induits par ces flux. Elles sont combinées pour déterminer un déséquilibre axial de puissance dans le réacteur nucléaire 2. De façon connue en soi, le déséquilibre axial de puissance (axial offset en anglais), généralement notée AO, est une différence de la puissance constatée entre deux régions du réacteur nucléaire 2 (le haut et le bas). Plus précisément, on a : où : PH désigne une puissance thermique générée dans la région supérieure du réacteur nucléaire 2, PB désigne une puissance thermique générée dans la région inférieure du réacteur nucléaire 2. Lorsque les barres absorbantes s'insèrent par le haut du réacteur nucléaire 2, le flux a tendance à être plus important en bas du cœur. L'usure du combustible s'exerce donc graduellement de bas en haut du cœur. Si le flux devenait plus important en haut qu'en bas du cœur, il y aurait d'une part une usure du cœur irrégulière du combustible et d'autre part un risque d'ébullition en partie haute du cœur. En effet, l'eau étant plus chaude en haut du cœur, il est plus probable d'y atteindre les conditions de saturation de l'eau. Par analogie, on peut définir un déséquilibre axial d’iode AO I et un déséquilibre axial de xénon AO Xe , correspondant respectivement à une différence de quantité de ces deux espèces entre le haut et le bas du réacteur nucléaire : où : MH I désigne une masse d’iode présente dans la région supérieure du réacteur nucléaire 2, MB I désigne une masse d’iode présente dans la région supérieure du réacteur nucléaire 2, MH Xe désigne une masse de xénon présente dans la région supérieure du réacteur nucléaire 2, MB Xe désigne une masse de xénon présente dans la région supérieure du réacteur nucléaire 2. D’autre paramètres sont également indicatifs du déséquilibre axial de flux neutronique dans le réacteur, tels que le paramètre Dpax. On a en particulier : ou Prel est la puissance relative, exprimée en pourcentage de la puissance nominale. On notera donc que, lorsque la puissance est la puissance nominale, le Dpax est identique au paramètre AO. La quantité de xénon générée augmente lorsque la puissance relative baisse, car, à puissance élevée, le xénon se désintègre par absorption de neutrons. Le système de commande 6 a pour fonction de piloter le fonctionnement du réacteur nucléaire 2, afin de contrôler les réactions qui se produisent à l’intérieur, et de pouvoir moduler la puissance électrique délivrée par la tranche nucléaire 1. Le système de commande 6 comprend une interface de communication 8, une interface homme-machine 10, une unité de traitement 12 et une mémoire 14. L’interface de communication 8 est adaptée pour communiquer avec des composants du réacteur nucléaire 2 à contrôler ou surveiller. En particulier, le système de commande 6 est apte à commander un déplacement des barres neutrophages afin de contrôler leur position, en leur envoyant des commandes appropriées via l’interface de communication 8. L’interface de communication 8 est également adaptée pour recevoir des mesures acquises par des capteurs du réacteur nucléaire 2, afin d’évaluer son état de fonctionnement. Le Dpax du réacteur à un instant donné fait partie de ces mesures. Une puissance électrique délivrée par la tranche nucléaire à un instant donné en est une autre. L’interface de communication 8 est de type quelconque, par exemple filaire ou de type radio sans fil. L’interface homme-machine 10 est adaptée pour restituer à un opérateur des données générées par l’unité de traitement 12 ou des mesures fournies par les capteurs du réacteur nucléaire 2. L’interface homme-machine 10 comprend un écran d’affichage permettant de restituer ces données sous forme graphique à l’opérateur. L’interface homme-machine 10 comprend par ailleurs un périphérique d’entrée permettant à l’opérateur de fournir des données susceptibles d’être traitées par l’unité de traitement 12, et d’initier des commandes du réacteur nucléaire 2. L’unité de traitement 12 est adaptée pour mettre en œuvre des traitements sur la base des mesures reçues. Ces traitements seront décrits plus loin. L’unité de traitement 12 est également adaptée pour générer des commandes qui pourront ensuite être transmises au réacteur nucléaire 2 via l’interface de communication 8. L’unité de traitement 12 comprend typiquement un processeur configuré pour exécuter les instructions de code d’un programme d’ordinateur, de sorte à causer la mise en œuvre de ces traitements. Le processeur est de n’importe quel type (il peut comprendre un ou plusieurs cœurs). Dans un mode de réalisation, l’unité de traitement 12 comprend un module de recalage et un code de physique de réacteur nucléaire 2. Le module de recalage est un module configuré pour recaler des grandeurs ne prenant pas en compte deux types d’éléments : L’historique du pilotage, qui ne peut évidemment pas être connu du développeur du code ; des phénomènes non pris en compte, parce que trop complexes, ou trop lourds en termes de calcul (le code doit en effet être suffisamment rapide pour avoir des applications industrielles), ou bien liés à l’imperfection des mesures expérimentales (biais, bruits, incertitudes). A cause de ces deux éléments, certaines grandeurs manipulées par l’unité de traitement 12 peuvent ne pas être fidèles à la réalité à un instant donné. Le module de recalage permet de compenser cela. Par exemple, le module de recalage est adapté pour recaler des coefficients de diffusion rapide, notés D1, des réflecteurs neutroniques axiaux. Le recalage peut être réalisé de la façon suivante : Dans lequel : désigne le coefficient de diffusion axial du réflecteur de neutrons supérieur, désigne le coefficient de diffusion axial du réflecteur de neutrons inférieur, est le paramètre permettant de recaler les effets d’historique, est le coefficient permettant d’améliorer la prédictivité des simulations lors des variations de puissance. Il est fonction de l’usure du combustible, désigne la puissance courante désigne la puissance nominale. Ce modèle mathématique, sera d’autant plus efficace qu’on ne lui fait pas porter des effets physiques modélisés par ailleurs. Notamment, pour être efficace il est préférable de désactiver le recalage sur une phase d’oscillation du xénon. Le code de physique nucléaire est un module adapté pour simuler le comportement du cœur nucléaire. Celui-ci intègre des implémentations des équations de la physique nucléaire et des solveurs numériques pour les résoudre. Le code utilise de préférence une modélisation 3D du réacteur pour réaliser les calculs. Cet aspect 3D peut aussi bien correspondre à une modélisation explicite en trois dimensions du cœur dans le code de calcul, qu’à une modélisation en deux dimensions (en règle générale, un cœur ramené à un plan radial) suivi d’un déploiement des résultats dans la direction axiale (on a alors une approche 2D+1D). Avant de décrire avec plus de détail un procédé mis en œuvre par le système de commande 6, et dans le but de comprendre le besoin de disposer de moyens de calculs puissants pour atteindre les objectifs précités d’aide au pilotage du réacteur nucléaire 2, il est utile de rappeler ce que couvre la notion de code de calculs pour la physique des cœurs de réacteurs nucléaires mettant en œuvre ses différents modules spécialisés. Les paramètres physiques introduits sont calculés par un code de calcul neutronique qui est plus précisément un code de physique des réacteurs nucléaires dont on expose maintenant les grands principes. Le terme « code de physique des réacteurs nucléaires » s’applique à un logiciel capable de calculer la répartition tridimensionnelle de la puissance (en Watt) dans un cœur de réacteur nucléaire 2 à partir de données structurelles (géométrie, composition chimique, composition en noyaux lourds, etc.). Pour ce faire, le logiciel peut par exemple en géométrie 3D : Calculer une répartition des températures du caloporteur dans le cœur du réacteur. Le caloporteur étant le fluide qui évacue la chaleur produite par les fissions nucléaires. Ce calcul est effectué par un module du code appelé « module thermohydraulique » ; Calculer une répartition des températures du combustible nucléaire. Ce calcul est effectué par un module du code appelé « module thermique » ou « module thermomécanique » si des aspects mécaniques sont en plus traités (exemple une interaction pastille-gaine) ; Calculer une répartition du flux neutronique d’où dérive la puissance, par un « module neutronique » ; L’interaction couplée de ces trois modules permet de calculer une puissance dans le cœur du réacteur en trois dimensions. La neutronique modifie les températures du caloporteur, et la température du caloporteur modifie les températures du combustible. Les températures du modérateur et du combustible modifient la neutronique. En effet une fission (physique nucléaire) est provoquée par une interaction d’un noyau lourd avec des neutrons (gérés par le module neutronique), ladite fission produisant de la chaleur qui se propage dans la matière (gérée par le module thermique), celle-ci transmettant ses calories à l’eau, le caloporteur, qui les transporte en élevant sa température (géré par le module thermo-hydraulique) et modifie par conséquent la température du combustible. On observe alors des phénomènes de contre-réactions. L’eau caloporteur étant aussi le modérateur par lequel les neutrons sont ralentis pour favoriser les fissions, sa variation de température modifiera sa densité donc le ralentissement neutronique, ce qui impacte donc la future génération de fissions. En même temps, une modification de température du combustible accroit les réactions d’absorptions de neutrons, notamment dans l’Uranium 238, ce qui modifie la neutronique. La neutronique est la branche centrale de la physique des réacteurs nucléaires du fait qu’elle gouverne la génération des phénomènes précités. Elle permet la caractérisation de la population neutronique répartie spatialement et temporellement selon un spectre énergétique qui dépendra de l’interaction avec la matière. Ces interactions sont l’absorption (fissile, fertile et stérile), la diffusion, la réflexion, les fuites de neutrons. Il faut y ajouter une composante cinétique liée à la production effective de neutrons par fission répartie en neutrons prompts et neutrons retardés. Ces derniers, minoritaires et naissant plusieurs secondes après les neutrons prompts, sont essentiels pour permettent le pilotage d’un réacteur nucléaire 2. D’autres phénomènes tel que l’empoisonnement par le xénon 135 générant des phénomènes d’oscillation de la puissance axiale avec un impact sur l’axial offset, produit de la fission, vont aussi modifier la neutronique. Le code de physique des réacteurs peut produire des résultats nécessaires pour l’exploitation et la sûreté du réacteur, en fournissant une aide considérable au pilotage du cœur du réacteur nucléaire 2 : Localisation et valeurs des points chauds (Fxy) ; Répartition « intelligente » de la puissance ; Réponses calculées des instrumentations diverses du cœur ; Pilotage et stabilité du réacteur en fonction du temps ; Irradiation des combustibles nucléaires (évaluation des burn-up) ; Distribution 3D du xénon 135 ; Etc. En particulier, le code de calcul COCCINELLE, code officiel de la chaîne de calcul en exploitation du parc français de réacteurs électrogènes à ce jour, rentre dans la classe des « codes de physique des réacteurs ». Il comprend : un module thermo-hydraulique 1D axial dans le canal contenant le caloporteur eau ; un module thermique 1D radial dans le barreau combustible cylindrique ; un module de neutronique 3D en théorie de la diffusion neutronique. La diffusion neutronique est un modèle théorique largement utilisé dans le monde pour traiter une forme simplifiée de l’équation de Boltzmann qui régit le comportement des neutrons dans la matière. On trouvera des descriptions des modèles théoriques utilisés dans COCCINELLE dans les références en langue française « La physique des réacteurs nucléaires, 3ème édition » (auteur Serge Marguet, ISBN 978-2-7430-1105-5, édition Lavoisier) et en langue anglaise « The physics of nuclear reactors » (auteur Serge Marguet, ISBN 978-3-319-59558-7, édition Springer). D’autres ouvrages de référence, plus anciens présentent les principes fondamentaux de la physique des réacteurs nucléaires tel que le « Traité de Neutronique » de Jean Bussac et Paul Reuss aux éditions HERMANN ISBN 2-705- 6011-9 - seconde édition, 1985. La mémoire 14 est adaptée pour stocker des données reçues par l’interface homme-machine 10, par l’interface de communication 8, ou calculées par l’unité de traitement 12. La mémoire 14 stocke en outre le module de recalage et le code de physique de réacteur nucléaire 2 sous la forme d’un programme d’ordinateur exécutable par le processeur de l’unité de traitement 12. Il est par ailleurs mémorisé dans la mémoire 14 des données représentatives d’un domaine de fonctionnement du réacteur nucléaire 2. Le domaine de fonctionnement prédéfini est constitué d’un ensemble de points de fonctionnement. Ces points représentent des grandeurs physiques associées au fonctionnement normal du réacteur nucléaire 2. Un objectif d’un pilote du réacteur nucléaire 2 est de maintenir l’état de la tranche nucléaire 1 dans ledit domaine de fonctionnement. Procédé d’aide à la stabilisation Un procédé proposé pour piloter la tranche nucléaire 1 comprend les étapes suivantes. Le procédé est réalisé à température moyenne du réacteur 2 constante, et pour une position donnée des groupes de barres neutrophages (groupe R et groupe GCP). Un opérateur souhaite connaître, pour une position spécifique des groupes de barres neutrophages, l’évolution de la stabilité du réacteur nucléaire au cours d’une période de temps D. Avant la mise en œuvre du procédé d’aide à la stabilisation, l’opérateur place la tranche nucléaire 1 à puissance maximale nette disponible (PMD). Le procédé proposé d’aide à la stabilisation 100 du réacteur nucléaire 2 peut comprendre la réception d’une consigne de démarrage par l’opérateur. L’opérateur indique, grâce à l’interface homme-machine 10, qu’il souhaite initier le procédé d’aide à la stabilisation. Par exemple, l’opérateur clique sur un bouton de démarrage prévue par une interface graphique de l’interface homme-machine 10, ou indique à l’interface homme-machine 10 une heure de démarrage dans le futur. Avantageusement, et afin de s’assurer de pouvoir atteindre un état de stabilité du réacteur 2 suffisamment tôt, l’opérateur lance la mise en œuvre du procédé environ 24h avant l’instant auquel il prévoit de réaliser une carte de flux du réacteur 2. Dans une étape de réception de données d’entrée 101, l’unité de traitement reçoit des données d’entrée représentatives d’un état du réacteur nucléaire 2 à l’instant auquel est lancée la mise en œuvre du procédé. Les données d’entrées comprennent des données indicatives d’une position des barres neutrophages. Les données d’entrée peuvent être récupérées par l’unité de traitement 12 avant le lancement de la mise en œuvre du procédé. Alternativement, les données d’entrée peuvent être stockées dans la mémoire 14, de façon à être récupérées par l’unité de traitement 12 au lancement de la mise en œuvre du procédé. Dans une étape 102 de simulation, l’unité de traitement 12 génère, en fonction de la position des barres de contrôle neutrophage, une évolution simulée de paramètres représentatifs, respectivement : du déséquilibre axial de la puissance thermique générée dans le réacteur nucléaire, du déséquilibre axial de la quantité d’iode générée dans le réacteur nucléaire, et du déséquilibre axial de la quantité de xénon générée dans le réacteur nucléaire. Dans ce qui suit, ces paramètres seront respectivement nommés paramètre de puissance, paramètre d’iode et paramètre de xénon. Le paramètre de puissance peut être directement le déséquilibre axial de puissance dans le réacteur nucléaire 2, noté AO. Il peut alternativement s’agir du Dpax, ou de tout autre paramètre lié à AO. Le paramètre d’iode est préférentiellement le paramètre AO I . Il peut toutefois s’agir de tout paramètre lié à AO I . Le paramètre de xénon peut être le paramètre AO Xe . Le xénon est, au sein du réacteur nucléaire 2, obtenu principalement par filiation radioactive de l’iode. De ce fait, la quantité de xénon présente dans le réacteur 2 à un instant donné t 1 est en réalité représentative d’un état du réacteur à un instant antérieur t 0 , auquel une quantité d’iode présent dans le réacteur 2 entame sa désintégration qui formera le xénon présent dans le réacteur à l’instant t 1 , défalqué de la quantité de Xénon qui aura capturé un neutron entre les instants t 0 et t 1 si le réacteur est en puissance. Ainsi, selon un mode de réalisation visant à permettre une meilleure comparabilité du paramètre de xénon avec les paramètres d’iode et de puissance, le procédé comprend une étape de génération d’une évolution simulée du paramètre de xénon, ainsi qu’une étape pendant laquelle une transformation est appliquée au paramètre de xénon AO Xe afin d’obtenir un paramètre de xénon corrigé AO Xe,c , tenant compte du temps Δt = t 1 – t 0 nécessaire à la désintégration de l’iode pour former le xénon. Avantageusement, pour un instant t donné, le paramètre de xénon corrigé AO Xe,c est représentatif du même état du réacteur que les paramètres de puissance AO et d’iode AO I . La transformation appliquée au paramètre de xénon AO Xe de sorte à obtenir le paramètre de xénon corrigé AO Xe,c est une transformation affine : Les coefficients affines A et B peuvent être obtenus par deux calculs statiques avec le groupe R positionné à deux positions de part et d’autre de sa bande de manœuvre, de sorte à se trouver à deux points de stabilité distincts du réacteur nucléaire 2. La transformation affine est appliquée au paramètre de xénon AO Xe par l’unité de traitement 12, de sorte à obtenir le paramètre de xénon corrigé AO Xe,c. Dans une étape 103, l’unité de traitement 12 génère un graphe représentant les évolutions simulées respectives du paramètre de puissance, du paramètre d’iode et du paramètre de xénon en fonction du temps, au cours de la période étudiée D. L’étape de génération d’un graphe 103 peut être effectuée simultanément à la simulation, c’est-à-dire que le graphe affiche chaque nouveau point de fonctionnement du réacteur nucléaire 2 (comprenant une donnée temporelle et une donnée pour chacun des trois paramètres étudiés) dès que ce point est simulé par l’unité de traitement 12. Le graphe représente alors des points de fonctionnement situés dans le futur. Alternativement, l’unité de traitement 12 effectue la simulation 102 sur l’entièreté de la période étudiée D avant de procéder à l’étape de génération d’un graphe 103. Selon un autre mode de réalisation, la simulation est effectuée en temps réel, et le graphe représente également les points de fonctionnement en temps réel. Chaque point de fonctionnement simulé est alors représentatif des conditions dans le réacteur au moment où le point de fonctionnement est simulé. Le graphe affiche les points de fonctionnement au fur et à mesure de la simulation, et indique donc des points de fonctionnement passés et le point de fonctionnement présent. La simulation peut combiner une simulation en temps réel permettant d’indiquer les points de fonctionnement passés et le point de fonctionnement présent, ainsi qu’une simulation des points de fonctionnement futurs, de sorte à donner à l’opérateur une vision d’ensemble de l’état du réacteur sur l’intégralité d’une période étudiée D s’étalant dans le passé et dans le futur. Le graphe généré, représenté sur la FIG. 3 , superpose les évolutions simulées des trois paramètres considérés. Ainsi, l’opérateur peut aisément comparer les valeurs de ces trois paramètres de sorte à connaître l’instant où un état de stabilité du réacteur est atteint. Notamment, lorsque les trois paramètres considérés sont AO I , AO et AO Xe,c une convergence de ces trois paramètres correspond à un point de stabilité du réacteur. Le graphe généré permet ainsi à l’opérateur de connaître le temps nécessaire à l’atteinte d’un état de stabilité du réacteur 2. Ainsi, l’opérateur sait quand une carte de flux pourra prochainement être réalisée dans des conditions satisfaisantes. Lorsque la simulation est réalisée en temps réel, l’opérateur peut détecter, grâce à la convergence des courbes représentant les trois paramètres AO I , AO et AO Xe,c qu’un état de stabilité du réacteur 2 est atteint. L’opérateur peut agir sur la position des barres de contrôle neutrophages en temps réel, afin de réagir aux courbes représentant les trois paramètres étudiés et atteindre plus rapidement une convergence de ces courbes. Lorsque la simulation couvre des points de fonctionnement futurs, le graphe permet d’aider l’opérateur à conduire le réacteur en anticipation, pour l’aider à préparer sa stratégie de pilotage de façon à obtenir une stabilité du réacteur. Le graphe comprend une courbe représentant le paramètre de puissance, notamment le paramètre AO (courbe I), une courbe représentant le paramètre d’iode, notamment le paramètre AO I (courbe II), une courbe représentant le paramètre de xénon, notamment le paramètre AO Xe,c (courbe III) et éventuellement une courbe représentant la position des barres neutrophages (courbe IV), cette courbe étant particulièrement utile lorsque l’opérateur est amené à interagir en temps réel avec les données affichées en modifiant la position des barres de contrôle neutrophages. Le graphe peut également comprendre une droite indiquant une valeur de référence AO I,ref du paramètre d’iode, représentative de l’état de stabilité du réacteur 2 lorsque le groupe R est placé au milieu de sa bande de manœuvre, cette valeur de référence AO I,ref pouvant être obtenue d’une manière décrite ci-après. Cette valeur de référence AO I,ref fait alors partie des données d’entrée du procédé d’aide à la stabilisation, et est communiquée à l’unité de traitement, soit par l’opérateur via l’interface homme-machine 10, soit par la mémoire 14 lorsque la valeur de référence AO I,ref est stockée dans la mémoire 14. Alternativement, la valeur de référence AO I,ref est elle-même calculée par l’unité de traitement 12 antérieurement à la mise en œuvre du procédé d’aide à la stabilisation, comme on le verra plus tard. Dans les procédés conventionnels, l’opérateur identifie un état de stabilité par une absence de variation du Dpax pendant une certaine durée de temps. Toutefois, du fait de l’apparition du xénon par désintégration de l’iode, le Dpax présente une évolution temporelle oscillatoire. Afin de s’assurer que l’état de stabilité n’est pas un état de pseudo-stabilité résultant de cette nature oscillatoire de l’évolution temporelle du Dpax, l’opérateur doit attendre, une fois qu’il identifie une absence de variation du Dpax, pendant un temps plus ou moins long, lié à l’évolution de la quantité de xénon dans le réacteur 2 – typiquement, plusieurs heures. Il sait alors qu’un réel état de stabilité est atteint si le Dpax ne varie pas pendant cette durée. Au contraire, pour le procédé proposé, la convergence des paramètres AO, AO I et AO Xe,c permet à l’opérateur de connaître le moment où un réel état de stabilité sera atteint, sans risque qu’il soit induit en erreur par un état de pseudo-stabilité. La simulation permet donc non seulement de connaître à l’avance le moment où l’état de stabilité sera atteint, mais encore d’éviter, une fois ce moment arrivé, qu’il soit nécessaire d’attendre plusieurs heures avant de réaliser une carte de flux. Chaque carte de flux peut donc être réalisée plus rapidement, et il peut donc être mis fin plus tôt à l’immobilisation de la tranche nucléaire 1. La stabilité obtenue est de qualité, liée à un état d’équilibre renforcé du réacteur. Les données obtenues pour différentes cartes de flux seront donc comparables, et réduiront les biais entre les grandeurs calculées et les grandeurs mesurées lors de la carte de flux. Le procédé d’aide à la stabilisation proposé permet de disposer d’une méthode uniforme pour des équipes d’opérateurs, de sorte à homogénéiser les pratiques de pilotage, et contribue également à améliorer la formation des équipes d’opérateurs. Le procédé proposé permet également un meilleur taux de réponse aux sollicitations du réseau électrique, une meilleure précision dans les calculs permettant de ne pas écarter des variations transitoires de puissance du fait du laps de temps long et des conditions requises pour atteindre de nouveau un état de stabilité de la tranche nucléaire. Pour réaliser une carte de flux, il est souhaitable d’avoir une convergence des trois paramètres AO, AO I et AO Xe,c à +/-1%. Le procédé d’aide à la stabilisation peut être mis en œuvre dans le cadre d’un procédé de stabilisation du réacteur nucléaire 2, également illustré sur la FIG. 2 . Suite à l’étape d’affichage d’un graphe 103, l’opérateur sait que sa stratégie de conduite est validée s’il estime qu’un état de stabilité est atteint suffisamment tôt. Au contraire, s’il estime qu’il devrait être possible d’atteindre plus rapidement un état de stabilité du réacteur 2, l’opérateur modifie sa stratégie de conduite du réacteur 2. Notamment, l’opérateur peut modifier une position des barres de contrôle neutrophages. Il peut alors lancer une nouvelle mise en œuvre du procédé d’aide à la stabilisation, de sorte à identifier un instant d’atteinte d’un prochain état de stabilité après modification de la stratégie de pilotage, et à déterminer si celui-ci intervient suffisamment tôt ou s’il faut de nouveau modifier la stratégie de pilotage, notamment la position des barres de contrôle neutrophages. L’opérateur peut lancer la mise en œuvre du procédé d’aide à la stabilisation et effectuer des actions correctives autant de fois que nécessaire pour atteindre le plus rapidement possible un état de stabilité du réacteur 2. Ceci permet à l’opérateur de préparer le réacteur 2 pour l’établissement d’une carte de flux dans des conditions de stabilité durables. Lorsque les simulations ont lieu en temps réel, les données issues de plusieurs mises en œuvre successives du procédé peuvent être affichées sur un même graphe, tel qu’illustré sur la FIG. 3 , l’opérateur agissant ou non sur la position des barres de contrôle neutrophages à l’issue de l’affichage d’un ou plusieurs points de fonctionnement après une mise en œuvre donnée du procédé proposé. Calcul de la valeur de référence du paramètre d’iode Le procédé de stabilisation du réacteur 2 peut comprendre, antérieurement à la mise en œuvre du procédé 100 d’aide à la stabilisation, un calcul de la valeur de référence du paramètre d’iode AO I,ref . Ce calcul est mis en œuvre par ordinateur. Il comprend une première étape de réception de données de consigne par l’unité de traitement 12, ces données de consigne étant transmises par l’opérateur via le périphérique d’entrée de l’interface homme-machine 10. Les données de consigne comprennent une puissance de consigne Pcs, notamment exprimée sous la forme d’une puissance relative par rapport à la puissance nominale. Les données de consigne peuvent également comprendre une position des barres neutrophages dans le réacteur 2 (groupe R et groupe GCP). Les données de consigne peuvent également comprendre un écart à la température, qui correspond à une différence entre la température du réacteur et une valeur de température de référence. Les étapes de calcul de la valeur de référence AO I,ref peuvent être mises en œuvre par une unité de traitement distincte de l’unité de traitement 12. Avantageusement, ces étapes démarrent environ 48h avant l’instant auquel on prévoit de réaliser une carte de flux – c’est-à-dire environ 24h avant le lancement de la mise en œuvre du procédé d’aide à la stabilisation proposé. À l’issue du calcul de la valeur de référence du paramètre d’iode AO I,ref , si l’opérateur considère que le paramètre d’iode AO I est trop éloigné de la valeur de référence AO I,ref , il modifie légèrement la position du groupe R de sorte à rapprocher le paramètre d’iode AO I de sa valeur de référence AO I,ref . Une fois le paramètre d’iode AO I suffisamment proche de sa valeur de référence AO I,ref , l’opérateur lance la mise en œuvre du procédé 100 d’aide à la stabilisation. Procédé de maintien d’un état de stabilité du réacteur nucléaire La présente divulgation porte, selon un autre aspect, sur un procédé 200 de maintien d’un état de stabilité dans le réacteur nucléaire 2. Le procédé 200 de maintien de l’état de stabilité est représenté sur la FIG. 4 . L’état de stabilité est notamment atteint au moyen du procédé 100 d’aide à la stabilisation proposé ci-avant. Le procédé 200 de maintien de l’état de stabilité est mis en œuvre par ordinateur. Afin de pouvoir réaliser une carte de flux, il est souhaitable de maintenir l’état de stabilité du réacteur nucléaire 2 pendant une durée d’au moins six heures. Le procédé proposé vise à permettre à un opérateur de maintenir le réacteur dans son état de stabilité pendant cette durée. Dans une première étape 201, une unité de traitement 12 reçoit au moins un point de fonctionnement du réacteur nucléaire 2 préalablement mesuré, ce point de fonctionnement correspondant à un instant donné et étant défini par deux valeurs, à savoir : une valeur d’un paramètre de puissance, indicatif d’un déséquilibre axial d’une puissance thermique générée dans le réacteur 2. Selon un mode de réalisation, le paramètre de puissance est le Dpax. Alternativement, il peut s’agir de l’axial offset AO, ou de tout paramètre lié au Dpax ou à l’axial offset AO ; une valeur d’un paramètre de température, indicatif d’une température dans le réacteur nucléaire. Ce paramètre de température peut être la température moyenne dans le réacteur, ou l’écart de température défini par la différence entre la température moyenne dans le réacteur et une valeur de température de référence. Selon un mode de réalisation, l’unité de traitement 12 reçoit plusieurs points de fonctionnement du réacteur 2 préalablement mesurés, pour deux instants distincts. À partir des points de fonctionnement reçus, l’unité de traitement 12 génère des données de sortie (étape 202). Les données de sortie comprennent un graphe, affiché sur l’écran d’affichage de l’interface homme-machine 10, dont un exemple est représenté sur la FIG. 5 . Le graphe peut afficher les points de fonctionnement en temps réel. Le graphe indique à l’opérateur si le ou les point(s) de fonctionnement se trouve(nt) dans une zone de fonctionnement stable du réacteur nucléaire 2. A contrario, le graphe indique à l’opérateur si le ou les point(s) de fonctionnement se trouve(nt) dans une parmi une pluralité de zones de fonctionnement instable du réacteur 2. Ensemble, les zones de fonctionnement instable comprennent l’ensemble des points de fonctionnement possibles du réacteur 2 pour lesquelles le point de fonctionnement ne se trouve pas dans la zone de fonctionnement stable. En d’autres termes, la zone de fonctionnement stable et les zones de fonctionnement instable englobent, ensemble, tous les points de fonctionnement possibles du réacteur nucléaire 2. Le graphe peut notamment comprendre une région de stabilité 11, pour laquelle tout point représenté dans la région de stabilité 11 correspond à un point de fonctionnement dans la zone de fonctionnement stable. Le graphe peut également comprendre une pluralité de régions d’instabilité, pour lesquelles tout point représenté dans une région d’instabilité du graphe correspond à un point de fonctionnement dans une zone de fonctionnement instable correspondante. Ensemble, la région de stabilité 11 et les régions d’instabilité couvrent l’entièreté du graphe. Pour chaque zone de fonctionnement instable, les données de sortie comprennent une indication à l’opérateur d’une action à effectuer afin d’éviter que le point de fonctionnement ne diverge davantage de l’état de stabilité. Ces indications prennent avantageusement la forme de messages 13 associés aux régions d’instabilité, chaque message 13 indiquant une modification d’un paramètre du réacteur nucléaire 2 à commander, visant à déplacer le point de fonctionnement vers la zone de stabilité. Ainsi, dès que l’opérateur s’aperçoit que le point de fonctionnement sort de l’aire de stabilité sur le graphe, et se trouve dans une aire d’instabilité donnée, l’opérateur peut prendre connaissance du message associé à cette aire d’instabilité afin de savoir quelle action effectuer – plus précisément, quel paramètre du réacteur l’opérateur doit modifier - afin de déplacer le point de fonctionnement vers la région de stabilité. Les actions indiquées par les messages peuvent comprendre : une modification d’une quantité d’acide borique à utiliser pour refroidir le réacteur nucléaire, et une position de barres de contrôle neutrophages du réacteur nucléaire. Ainsi, le graphe comprend au moins deux régions d’instabilité, chacune associée à un message indicatif, respectivement, d’une de ces deux actions. Selon un mode de réalisation, les messages 13 sont affichés directement sur le graphe. Chaque région d’instabilité peut intégrer le message 13 correspondant, de sorte à permettre à l’opérateur de voir le message 13 lorsqu’il regarde le point de fonctionnement qui se trouve dans cette région d’instabilité. Le graphe peut comprendre des régions d’instabilité par paires, chaque paire comprenant une première région d’instabilité pour laquelle l’action à effectuer, telle qu’indiquée par le message 13, est une augmentation d’un paramètre du réacteur nucléaire et une deuxième région d’instabilité pour laquelle l’action à effectuer, telle qu’indiquée par le message 13, est une diminution dudit paramètre du réacteur nucléaire. Dans ce cas, le message 13 associé à la première région d’instabilité comprend une flèche montante, tandis que le message 13 associé à la deuxième région d’instabilité comprend une flèche descendante. Notamment, le graphe peut comprendre : une région d’instabilité 3 pour laquelle l’action à effectuer, telle qu’indiquée par le message 13, est une diminution de la quantité d’acide borique à utiliser pour refroidir le réacteur nucléaire, une région d’instabilité 5 pour laquelle l’action à effectuer, telle qu’indiquée par le message 13, est une augmentation de la quantité d’acide borique à utiliser pour refroidir le réacteur nucléaire, une région d’instabilité 7 pour laquelle l’action à effectuer, telle qu’indiquée par le message 13, est une extraction de barres de contrôle neutrophages dans le réacteur nucléaire (c’est-à-dire une diminution du nombre de barres de contrôle neutrophages présentes dans le réacteur), et une région d’instabilité 9 pour laquelle l’action à effectuer, telle qu’indiquée par le message 13, est une insertion de barres de contrôle neutrophages dans le réacteur nucléaire (c’est-à-dire une augmentation du nombre de barres de contrôle neutrophages présentes dans le réacteur). Le graphe peut comprendre, outre la région de stabilité 11, uniquement les régions d’instabilité 3, 5 relatives à la quantité d’acide borique. Le graphe peut également comprendre, outre la région de stabilité 11, uniquement les régions d’instabilité 7, 9 relatives à la position des barres de contrôle neutrophages. Selon un autre mode de réalisation, le graphe peut comprendre la région de stabilité 11 et les quatre régions d’instabilité 3, 5, 7, 9. Selon un mode de réalisation, les régions d’instabilité entourent la région de stabilité 11. Ceci permet de définir une zone de fonctionnement stable qui exclut des valeurs extrêmes du paramètre de puissance ou du paramètre de température, seules des valeurs intermédiaires entre des intervalles de valeur extrêmes des paramètres de puissance ou de température étant considérées comme représentant un fonctionnement stable du réacteur nucléaire. La région de stabilité 11 peut notamment former un rectangle, autour duquel sont disposées les régions d’instabilité. Ainsi, la région de stabilité 11 correspond à des intervalles de valeurs intermédiaires du paramètre de puissance et du paramètre de température, ces intervalles de valeurs étant fixes : le point de fonctionnement n’est pas considéré comme correspondant à un fonctionnement stable du réacteur nucléaire 2 dès lors que le paramètre de température sort de son intervalle de valeurs de référence, et/ou dès lors que le paramètre de puissance sort de son intervalle de valeurs de référence, ces deux intervalles de valeurs de référence étant indépendantes l’une de l’autre. La présente divulgation porte également sur un programme d’ordinateur stocké dans un support lisible par ordinateur, comprenant un code informatique pour la mise en œuvre du procédé 100 d’aide à la stabilisation, et/ou pour la mise en œuvre du procédé 200 d’aide au maintien de la stabilité. Procédé (100) d’aide à la stabilisation d’un réacteur nucléaire, le procédé étant mis en œuvre par ordinateur et comprenant des étapes de : réception (101) de données d’entrée représentatives d’une position de barres neutrophages du réacteur nucléaire, à partir des données d’entrée, génération (102) : d’une évolution simulée d’un paramètre d’iode indicatif d’un déséquilibre axial d’une quantité d’iode dans le réacteur nucléaire, d’une évolution simulée d’un paramètre de xénon indicatif d’un déséquilibre axial d’une quantité de xénon dans le réacteur nucléaire, et d’une évolution simulée d’un paramètre de puissance indicatif d’un déséquilibre axial de puissance thermique générée dans le réacteur nucléaire ; génération (103) d’un graphe superposant l’évolution simulée du paramètre d’iode, l’évolution simulée du paramètre de xénon et l’évolution simulée du paramètre de puissance. Procédé selon la revendication 1, dans lequel au moins une parmi l’évolution simulée du paramètre de xénon, l’évolution simulée du paramètre de puissance et l’évolution simulée du paramètre d’iode est générée à partir de données de consigne comprenant une puissance électrique de consigne (Pcs), la puissance électrique de consigne étant de préférence une puissance maximale nette disponible dans le réacteur nucléaire. Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 et 2, comprenant des étapes de : à partir des données d’entrée, génération d’une évolution simulée brute du paramètre de xénon représentative d’un déséquilibre axial de la quantité de xénon dans le réacteur nucléaire, application d’une transformation affine à l’évolution simulée brute du paramètre de xénon, de sorte à obtenir l’évolution simulée du paramètre de xénon, l’évolution simulée du paramètre de xénon étant représentative d’un déséquilibre axial d’une quantité de xénon issue d’une désintégration de l’iode présent dans le réacteur nucléaire. Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel le graphe comprend au moins une des courbes suivantes, en superposition avec l’évolution simulée du paramètre d’iode, l’évolution simulée du paramètre de xénon et l’évolution simulée du paramètre de puissance : une courbe représentant une valeur de référence (AO I,ref ) du paramètre d’iode, et une courbe représentant la position des barres de contrôle neutrophages. Produit programme d’ordinateur comprenant des instructions de code de programme pour l’exécution des étapes du procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 4, lorsque ce programme est exécuté par un ordinateur. Mémoire lisible par ordinateur stockant des instructions exécutables par l’ordinateur pour l’exécution des étapes du procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 4. -