FR 3164562 A1 20260116 FR 2407609 A 20240711 La présente divulgation concerne un procédé d’aide à la réalisation d’un bilan de réactivité d’un réacteur nucléaire, le procédé étant mis en œuvre par ordinateur et comprenant des étapes de : réception (101) de données d’entrée ; à partir des données d’entrée, génération (102) de données simulées comprenant : une évolution simulée d’un premier paramètre représentatif d’une réactivité de xénon dans le réacteur nucléaire, une évolution simulée d’un deuxième paramètre du réacteur nucléaire, la génération des données simulées étant réalisée sous une pluralité d’hypothèses, génération (104) d’un graphe superposant l’évolution simulée du premier paramètre, et l’évolution simulée du deuxième paramètre. Figure d’abrégé : fig. 2 Procédé d’aide à la réalisation d’un bilan de réactivité d’un réacteur nucléaire DOMAINE DE L'INVENTION La présente demande concerne un procédé d’aide à l’opération d’un réacteur nucléaire. Plus particulièrement, il vise à faciliter l’établissement d’un bilan de réactivité d’un tel réacteur. 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. Il est connu, pour un réacteur nucléaire, de réaliser un bilan de réactivité. Le bilan de réactivité est une activité réglementaire qu’un opérateur réalise régulièrement et qui doit être réalisé impérativement à chaque fois que le réacteur est arrêté. Pour définir la réactivité, il est nécessaire d’introduire la notion de criticité. Un cœur nucléaire est dit « critique » lorsque la réaction en chaine est stabilisée : une fission génère en moyenne une autre fission - ni plus, ni moins. Si le nombre de fission générée est inférieure à 1, le cœur est dit sous-critique. A contrario, un cœur qui génère plus de fission est dit « surcritique ». En fonctionnement normal, le réacteur doit être critique : pour chaque fission, parmi les neutrons émis, au moins et au plus un seul neutron génèrera une autre fission. Les autres neutrons produits seront alors soit absorbés, soit déviés hors du cœur. La criticité donc vaut 1. La réactivité d’un cœur est une grandeur qui permet de caractériser l’écart de l’état de ce cœur à la criticité. Si le cœur est critique, la réactivité vaudra 0 (et la criticité 1). En cas de cœur sous-critique (criticité Réaliser un bilan de réactivité c’est calculer la valeur, à un moment donné, de chacune des grandeurs physiques qui entretiennent ou étouffent la réaction en chaine au sein du réacteur. Notamment, il est primordial de calculer la quantité de xénon dans le réacteur, cette espèce étant un puissant absorbant de neutrons. Le xénon est généré potentiellement lors de fissions d’atomes d’uranium, mais surtout par la désintégration naturelle de l’iode-135. L’iode-135 est lui-même généré lors de fissions des atomes d’uranium. En fonctionnement normal, le xénon généré va absorber rapidement un neutron et donc ne plus être un absorbant neutronique. On arrive rapidement à un équilibre entre le xénon généré et le xénon qui disparait. En revanche, lorsque le réacteur s’arrête, le nombre de neutrons permettant de produire une fission décroit rapidement. Ainsi, le xénon n’est plus « consommé » et sa concentration augmente. La part du xénon dans le bilan de réactivité va donc fortement augmenter. Cependant, l’isotope du xénon qui absorbe fortement les neutrons ( 135 Xe) n’est pas stable et va naturellement se désintégrer. La moitié du 135 Xénon aura disparu au bout d’environ 9h. En outre, on considère qu’environ 96 heures après l’arrêt du cœur, l’intégralité du xénon présent dans le réacteur a disparu. Le bilan de réactivité va donc fortement évoluer au cours du temps qui passe pendant l’arrêt du réacteur. Au contraire, le samarium, qui est également une espèce neutrophage, est stable au cours du temps. À l’arrêt du cœur, le samarium présent dans le réacteur ne se désintègre donc pas, et une quantité additionnelle de samarium est générée par désintégration d’autres espèces présentes dans le cœur. Ainsi, la quantité de samarium augmente après l’arrêt du cœur nucléaire. Afin de redémarrer un réacteur, il est futurement nécessaire d’avoir une criticité légèrement supérieure à 1 : en effet, on doit dans un premier temps augmenter le nombre de réactions de fission qui se produisent. Or, la présence d’espèces absorbantes de neutrons dans le cœur empêche d’atteindre la criticité nécessaire. Il n’est donc pas possible, pendant un certain laps de temps suivant l’arrêt du cœur, de redémarrer celui-ci. Le bilan de réactivité doit permettre à un opérateur d’estimer l’instant où il devient possible de redémarrer le cœur, c’est-à-dire l’instant où les quantités de diverses espèces neutrophages sont suffisamment basses pour ne pas empêcher l’atteinte de la criticité nécessaire au redémarrage. Dans les procédés de réalisation de bilan de réactivité actuellement connus, deux états sont définis : un premier état correspondant à l’état du cœur avant son arrêt, et un deuxième état du cœur au moment du redémarrage programmé. Le bilan de réactivité se fait donc en deux étapes, afin de caractériser chacun de ces deux états. En outre, le bilan de réactivité peut être utilisé pour indiquer un état du réacteur lors de son arrêt, ou pour simuler un arrêt et connaître ainsi le potentiel moment du redémarrage. Ainsi, plusieurs types de paramétrage sont possibles pour l’opérateur en fonction de l’état courant du cœur et au moins deux états sont à paramétrer à chaque calcul de bilan de réactivité. Ce paramétrage implique que l’opérateur indique, pour chaque état, plusieurs valeurs telles que la température où la position de groupes de commande. Il en découle que la préparation d’un bilan de réactivité par l’opérateur est longue, et que les conditions de réalisation d’un bilan de réactivité diffèrent en fonction de l’état courant du cœur, à savoir si celui-ci est à l’arrêt ou non. EXPOSE Un but est donc de faciliter la tâche d’un opérateur qui tente d’estimer un instant auquel il est possible de procéder à un redémarrage d’un cœur de réacteur nucléaire, quel que soit l’état courant du cœur au moment où l’opérateur souhaite estimer cet instant. À cet effet, il est proposé un procédé d’aide à la réalisation d’un bilan de réactivité d’un réacteur nucléaire, le procédé étant mis en œuvre par ordinateur et comprenant des étapes de : réception de données d’entrée comprenant : un instant cible, un paramètre de température représentatif d’une température du réacteur nucléaire à l’instant cible, une position de barres neutrophages de commande de la température dans le réacteur nucléaire à l’instant cible, à partir des données d’entrée, génération de données simulées, les données simulées comprenant : une évolution simulée d’un premier paramètre représentatif d’une réactivité du xénon dans le réacteur nucléaire au cours d’une période débutant à un instant initial et comprenant l’instant cible, et une évolution simulée d’un deuxième paramètre du réacteur nucléaire au cours de la période, la génération des données simulées étant réalisée sous les hypothèses suivantes : la puissance thermique générée dans le réacteur nucléaire est nulle à l’instant initial, un paramètre de simulation est fixe durant la période, dans lequel : le paramètre de simulation est une position de barres neutrophages de commande de la puissance thermique générée dans le réacteur nucléaire et le deuxième paramètre est une concentration de bore dans le réacteur nucléaire, ou le paramètre de simulation est la concentration du bore dans le réacteur nucléaire et le deuxième paramètre est la position des barres neutrophages de commande de la puissance thermique, la période comprend un instant en lequel le réacteur nucléaire est dans un état critique, génération d’un graphe superposant : l’évolution simulée du premier paramètre, et l’évolution simulée du deuxième paramètre. Le fait, d’une part, de réaliser une simulation en faisant l’hypothèse que le paramètre de simulation considéré est fixe, et d’autre part que la puissance nominale est à 0 permet d’obtenir des évolutions simulées avec les mêmes exigences de préparation minimales pour l’opérateur et la même restitution de données de sortie à cet opérateur, quel que soit l’état réel du cœur nucléaire au moment où l’opérateur lance la simulation. Il en découle que l’opérateur peut réaliser un bilan de réactivité dans des conditions familières et estimer plus facilement et plus rapidement un instant auquel un redémarrage du cœur pourrait avoir lieu. Selon un mode de réalisation, les données simulées comprennent une évolution simulée d’un paramètre de samarium représentatif d’une antiréactivité du samarium dans le réacteur nucléaire. Selon un mode de réalisation, le procédé comprend en outre une détermination d’un instant de redémarrage potentiel du réacteur, l’instant de redémarrage potentiel étant un instant de la période en lequel l’évolution simulée du premier paramètre passe d’une valeur empêchant le redémarrage à une valeur permettant le redémarrage, le graphe comprenant un indicateur de l’instant de redémarrage potentiel. Selon un mode de réalisation, le graphe comprend un indicateur de l’instant cible. Selon un mode de réalisation, le graphe montre en outre : une évolution mesurée ou calculée du premier paramètre au cours d’une deuxième période antérieure à la période, et une évolution mesurée ou calculée du deuxième paramètre au cours de la deuxième période. Selon un mode de réalisation, le procédé comprend en outre : une génération de valeurs calculées ou mesurées du premier paramètre associée à un instant de mise à jour, l’instant de mise à jour étant l’instant initial ou un instant ultérieur à l’instant initial, et la mise à jour du graphe de sorte à remplacer une valeur de l’évolution simulée du premier paramètre associée à l’instant de mise à jour par la valeur calculée ou mesurée. Selon un mode de réalisation, le procédé comprend en outre un affichage simultané, sur un écran d’affichage, du graphe et d’une valeur numérique indiquant au moins un parmi : la position des barres neutrophages de contrôle de la puissance thermique dans le réacteur nucléaire à l’instant cible, la température moyenne du réacteur nucléaire à l’instant cible, et la concentration en bore dans le réacteur nucléaire à l’instant cible. La présente divulgation porte en outre sur 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 porte en outre sur 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 FIG. 1 représente schématiquement une tranche nucléaire. [Fig .2] représente schématiquement un procédé d’aide à la réalisation d’un bilan de réactivité de la tranche nucléaire. FIG. 3 représente un graphe généré par une interface homme-machine de la tranche nucléaire dans le cadre du procédé représenté sur la FIG. 2 , selon un premier mode de réalisation. FIG. 4 représente un graphe généré par une interface homme-machine de la tranche nucléaire dans le cadre du procédé représenté sur la FIG. 2 , selon un deuxième mode de réalisation. Dans ce qui suit, des signes de référence identiques désignent les mêmes éléments ou des éléments semblables. DESCRIPTION DETAILLEE DE L'INVENTION 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 au réacteur nucléaire 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 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. Une puissance électrique délivrée par la tranche nucléaire 1 fait partie de ces mesures. 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 réalisation du bilan de réactivité Un procédé proposé pour piloter la tranche nucléaire 1, représenté sur la FIG. 2 , comprend les étapes suivantes. Un opérateur souhaite établir un bilan de réactivité du réacteur nucléaire, soit dans le cadre d’un arrêt réel du réacteur, afin de valider ou d’invalider un instant cible t c auquel il souhaite pouvoir redémarrer le réacteur, soit dans le cadre d’un entraînement visant à améliorer la capacité de l’opérateur à réagir de manière adéquate au changement de conditions dans le réacteur lorsque celui-ci est mis à l’arrêt. Le bilan de réactivité indique, sur une période donnée, dans quel état de criticité le réacteur se trouve, c’est-à-dire si le nombre de réactions de fission qui se produisent dans le réacteur augmente, diminue ou reste stable. Le bilan de réactivité permet également de connaître la contribution de différents facteurs à cet état de criticité. Le procédé proposé d’aide à la réalisation d’un bilan de réactivité 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 réalisation d’un bilan de réactivité. Par exemple, l’opérateur clique sur un bouton de démarrage prévu 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. Le procédé comprend une première étape de réception 101 de données d’entrée, dans laquelle l’unité de traitement 12 reçoit des données d’entrées représentatives d’un instant cible t c , correspondant à un instant auquel l’opérateur souhaite redémarrer le réacteur nucléaire 2. Dans le cas d’un bilan de réactivité effectué non pas à la suite d’un arrêt du cœur, mais plutôt dans un but d’entraînement de l’opérateur, l’instant cible correspond à un instant fictif de redémarrage du cœur. Les données d’entrée peuvent être indiquées par l’opérateur par l’interface homme-machine 10. L’unité de traitement 12 reçoit au minimum des données d’entrée représentatives d’une température du cœur du réacteur nucléaire à l’instant cible t c , une position du groupe R à l’instant cible t c , ainsi que l’instant cible t c lui-même. L’instant cible t c est une heure de re-divergence (la divergence d’un réacteur est le retour à la criticité depuis un réacteur n’ayant pas ou plus de réaction de fission en chaine) souhaitée par l’opérateur, correspondant à un instant de la période simulée à laquelle les conditions dans le réacteur nucléaire – à savoir, la quantité de différentes espèces neutrophages et la position des groupes de contrôle – sont de nature à permettre un redémarrage du réacteur, c’est-à-dire qu’elles n’empêchent pas l’atteinte d’une criticité suffisante pour redémarrer le réacteur nucléaire 2. L’unité de traitement 12 peut également recevoir, au cours de l’étape 101, une information indiquant le choix par l’opérateur d’un parmi deux modes de simulation. Le premier mode de simulation correspond à une position fixe du groupe GCP, tandis que le deuxième mode de simulation correspond à une concentration constante en bore dans le réacteur nucléaire. Alternativement, l’opérateur peut spécifier, préalablement à la mise en œuvre du procédé proposé, quel mode de simulation sera utilisé dans le cadre du procédé. Selon le mode de simulation choisi, le procédé est mis en œuvre en tenant compte de l’hypothèse que la position du groupe GCP ou la concentration du bore dans le réacteur nucléaire est maintenue fixe ou constante pendant toute la période simulée. Si la position du groupe GCP est maintenue constante, la concentration en bore évolue de sorte à permettre l’atteinte d’un état de criticité du réacteur nucléaire 2 pour permettre le redémarrage, en tenant compte de la position constante du groupe GCP. Si la concentration en bore est maintenue fixe, la position du groupe GCP évolue de sorte à permettre l’atteinte d’un état de criticité du réacteur nucléaire 2 pour permettre le redémarrage, en tenant compte de la concentration fixe du bore dans le réacteur 2. Bien évidemment, il est possible qu’à l’instant considéré, aucune valeur du paramètre qui évolue ne permette de redémarrage du réacteur, auquel cas aucune valeur de ce paramètre n’est simulée pour cet instant. La mise en œuvre de la simulation du procédé se base en outre sur l’hypothèse que le cœur est à l’arrêt à un instant initial t 0 représenté dans la simulation. L’hypothèse que le cœur est à l’arrêt correspond à une puissance nominale nulle à l’instant initial t 0 . L’hypothèse que le cœur est à l’arrêt est utilisée quel que soit l’état réel du cœur : si le cœur est à l’état critique, ou éventuellement légèrement surcritique, alors on fait l’hypothèse que le cœur vient de « converger », c’est-à-dire que la réaction en chaîne commence à s’arrêter progressivement à l’instant initial t 0 . On peut ainsi réaliser un bilan de réactivité sans qu’un réel arrêt du cœur n’ait encore eu lieu, notamment afin d’entraîner un opérateur à la réalisation du bilan de réactivité, si le cœur est dans un état sous-critique, alors l’hypothèse d’arrêt du cœur est représentative de la réalité – l’arrêt du cœur a eu lieu avant l’instant initial t 0 . Les données d’entrée peuvent être récupérées par l’unité de traitement 12 avant le lancement de l’étape de simulation détaillée ci-après. 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 simulation. La préparation nécessaire pour l’opérateur en vue de la mise en œuvre du procédé est donc simple et rapide : il suffit à l’opérateur de spécifier trois données (température, position du groupe R, et position du groupe GCP ou concentration en bore si cette donnée n’est pas déjà disponible pour l’unité de traitement 12), un instant cible de re-divergence (réelle ou fictive) souhaitée par l’opérateur, et éventuellement un choix binaire de mode de simulation. En comparaison, pour les procédés d’aide à la réalisation d’un bilan de stabilité actuellement connus, deux types de bilans distincts sont réalisés (selon que le cœur est à l’arrêt ou non lors de l’initiation du bilan), de sorte que l’opérateur doit également indiquer une date de convergence du cœur (date d’arrêt du cœur). Dans une deuxième étape 102, l’unité de traitement simule l’évolution de plusieurs paramètres sur la période simulée, qui débute à l’instant initial t 0 et comprend l’instant cible t c spécifié par l’opérateur. La période peut s’étendre sur 96 heures, qui est le temps pour lequel on peut considérer que la totalité du xénon présent dans le cœur à l’instant initial t 0 a intégralement disparu. La simulation tient compte du mode de simulation indiqué à l’unité de traitement à l’étape de réception 101 des données de consigne : si le mode de fonctionnement à position fixe du groupe GCP a été choisi, la simulation est générée sur la base d’une information relative à la position constante du groupe GCP, tandis que si le mode de fonctionnement à concentration de bore constante a été choisi, la simulation est générée sur la base d’une information relative à la concentration constante du bore dans le réacteur.. Sur toute la période simulée, l’unité de traitement 12 simule à intervalle régulier la quantité de xénon ainsi que la position du groupe GCP (lorsque le mode de simulation choisi est à concentration constante de bore) ou la concentration du bore dans le réacteur (lorsque le mode de simulation choisi est à position constante du groupe GCP). L’intervalle de simulation choisi peut par exemple être d’une heure. La quantité de xénon simulée par l’unité de traitement 12 peut également prendre la forme d’une réactivité du xénon telle qu’elle serait avec un réacteur 2 critique à puissance nulle. L’unité de traitement 12 peut également simuler d’autres données, comprenant, pour un instant considéré, l’un ou plusieurs parmi : la position du groupe R, la position du groupe GCP, la puissance thermique générée dans le réacteur nucléaire, la température moyenne dans le réacteur nucléaire, la quantité ou la réactivité du samarium dans le réacteur nucléaire, la pente de variation (i.e. la dérivée) de la réactivité du xénon, la concentration critique de redémarrage du bore à barres neutrophages figées. Cette donnée peut être simulée uniquement en mode de simulation à position du groupe GCP constant, et correspond à la concentration en bore qu’il faudrait atteindre, à un instant considéré de la simulation, afin de permettre un redémarrage du réacteur. Alternativement, cette donnée peut être exprimée sous la forme d’une quantité de bore à introduire ou à retirer du réacteur, à l’instant considéré, afin d’atteindre une criticité suffisante au redémarrage du réacteur, en tenant compte de l’état du réacteur à ce point de simulation (quantité des espèces neutrophages et position des groupes de commande), une donnée relative à l’effet de la position d’un groupe de commande (groupe R ou GCP) sur la réactivité, une donnée relative à l’effet de la température (et donc de la puissance) sur la réactivité, une côte de divergence maximale du groupe GCP, un taux d’irradiation (typiquement exprimé en mégawatts-jours par tonne ou MWj/t). Selon un mode de réalisation, l’unité de traitement simule un instant de redémarrage potentiel t r du réacteur. L’instant de redémarrage potentiel t r correspond à un instant de la période simulée pour lequel l’évolution simulée passe d’une valeur empêchant le redémarrage à une valeur permettant le redémarrage du réacteur nucléaire. A minima, la simulation de l’instant de redémarrage potentiel t r tient compte de la réactivité du xénon dans le réacteur : en mode de simulation à concentration de bore fixe, l’instant de redémarrage t r n’est pas atteint tant que la quantité de xénon dans le réacteur empêche d’atteindre la criticité quelle que soit la position du groupe GCP (dans la limite des positions autorisées pour la simulation, notamment en fonction des réglementations). Dès lors que la quantité de xénon devient suffisamment basse pour permettre un redémarrage du réacteur, moyennant une extraction maximale du groupe GCP - dans la limite des positions autorisées - l’instant de redémarrage potentiel t r est atteint. De manière correspondante, en mode de simulation à position fixe du groupe GCP, l’instant de redémarrage t r n’est pas atteint tant que la quantité de xénon dans le réacteur empêche d’atteindre la criticité quelle que soit la concentration de bore dans le réacteur (dans la limite des concentrations autorisées pour la simulation, notamment en fonction des réglementations). Dès lors que la quantité de xénon devient suffisamment basse pour permettre un redémarrage du réacteur, moyennant une concentration de bore minimale dans les limites autorisées, l’instant de redémarrage potentiel t r est atteint. Naturellement, un modèle plus complexe peut être utilisé pour simuler l’instant de redémarrage potentiel t r , ne tenant pas uniquement compte de la réactivité du xénon, mais également de la réactivité des autres espèces neutrophages dans le réacteur et/ou de la position des barres de contrôle neutrophages. Selon un mode de réalisation, l’unité de traitement 12 identifie, parmi les données simulées, des données de sortie associées à l’instant cible t c . L’unité de traitement 12 peut avantageusement indiquer à l’opérateur les données de sortie, de sorte à indiquer à l’opérateur les conditions de réactivité du réacteur nucléaire 2 à l’instant cible t c . Les données de sortie peuvent comprendre une ou plusieurs des données mentionnées au paragraphe précédent, à l’instant cible t c . Au cours d’une étape 103, l’unité de traitement peut notamment générer des indicateurs visuels, pour l’opérateur, indiquant les données de sortie. Ces indicateurs visuels prennent avantageusement la forme d’un affichage numérique de données de sortie (par exemple, une valeur de pourcentage d’insertion du groupe GCP ou une valeur de la concentration du bore). Les données de sortie peuvent par exemple être affichées sous forme de liste ou de tableau, projeté sur l’écran d’affichage de l’interface homme-machine 10. Le procédé proposé comprend une étape 104 de génération d’un graphe, le graphe étant affiché sur l’écran d’affichage de l’interface homme-machine 10. Le graphe est représenté sur la FIG. 3 , pour le mode de simulation à position constante du groupe GCP. L’étape 104 peut générer le graphe au cours de l’étape 102 de simulation, chaque point simulé étant représenté sur le graphe juste après avoir été simulé par l’unité de traitement 12. Alternativement, l’étape 104 de génération du graphe est ultérieure à l’étape de simulation 102, c’est-à-dire que les points de simulation sont représentés sur le graphe uniquement après achèvement de la simulation. Le graphe comprend une courbe C 1 d’évolution simulée de la quantité de xénon dans le réacteur, ou préférentiellement de la réactivité du xénon (ou plus exactement, de l’antiréactivité, c’est-à-dire de l’opposée de la réactivité, la réactivité du xénon étant négative). Le graphe comprend également l’une parmi une courbe C 2 d’évolution simulée de la concentration de bore dans le réacteur nucléaire 2 (pour le mode de simulation à position fixe du groupe GCP) et une courbe d’évolution de la position du groupe GCP (non représentée, pour le mode de simulation à concentration constante du bore dans le réacteur). Le graphe peut en outre comprendre une courbe C 4 indiquant la pente de la quantité ou de la réactivité (ou antiréactivité) du xénon. Une telle courbe permet à l’opérateur d’identifier, au niveau de son point d’inflexion, l’instant où la pente xénon arrête de diminuer et commence à augmenter. Le point d’inflexion peut être matérialisé sur le graphe par une droite verticale V 3 correspondant à l’instant où a lieu le point d’inflexion. La courbe de concentration de bore C 2 permet à l’opérateur de s’assurer que la concentration de bore est supérieure au minimum imposé par la réglementation, à tout moment de la période simulée. L’opérateur peut éventuellement réagir en injectant ou en extrayant du bore dans le réacteur s’il l’estime nécessaire. Le graphe peut comprendre un indicateur visuel, notamment une droite verticale V 1 , de sorte à matérialiser l’instant cible t c . Le graphe ainsi généré peut être utilisé par l’opérateur pour l’aider à la conduite du réacteur nucléaire. Il met notamment en évidence la pertinence ou non du choix de l’instant cible t c ; le bilan de réactivité à cet instant ; l’instant prévisionnel de re-divergence au plus tôt possible ; le niveau de bore critique minimal pour pouvoir rediverger (c’est-à-dire redémarrer le réacteur nucléaire 2) au cours de la période simulée ou la côte minimale de re-divergence du groupe GCP sur la période simulée, en fonction du mode de simulation choisi par l’opérateur. Selon un mode de réalisation, lorsque le procédé comprend la génération, par l’unité de traitement, d’un instant de redémarrage potentiel t r , cet instant est matérialisé par une droite verticale V 2 sur le graphe. Selon un mode de réalisation, l’écran de l’interface homme-machine 10 est configuré pour que l’utilisateur puisse, en passant un curseur ou un pointeur au niveau d’un instant donné de la période simulée, obtenir un affichage de données simulées à cet instant, correspondant par exemple aux valeurs des différentes courbes C 1 – C 4 pour cet instant. Ceci aide l’opérateur à identifier un instant précis où la re-divergence du réacteur 2 peut être engagée. La position du curseur ou pointeur peut être matérialisée sur le graphe par une droite verticale (non représentée). En référence à la FIG. 4 , le graphe peut comprendre, outre l’affichage des données simulées pour la période, un affichage de données mesurées ou calculées de valeurs correspondantes pour une période passée, antérieure à la période simulée. Le graphe comprend alors une première zone z 1 pour laquelle les données affichées sont mesurées, ou calculées à partir de mesures obtenues dans la réalité, et une deuxième zone z 2 pour laquelle les données affichées sont les données simulées. L’opérateur peut ainsi évaluer si les données simulées lui paraissent cohérentes avec les données mesurées ou calculées dans le passé, et peut plus facilement identifier une simulation erronée qu’en l’absence de la première zone z 1 . Selon un mode de réalisation, qui peut éventuellement être combiné avec le mode de réalisation indiqué au paragraphe précédent, l’étape 104 de génération du graphe est suivie d’une étape 105 de mise à jour du graphe. Durant cette étape, qui ne peut avoir lieu qu’à l’atteinte ou ultérieurement à l’atteinte de l’instant initial t 0 dans la réalité, au moins une valeur simulée est remplacée par une valeur réelle, mesurée ou calculée, correspondant au même instant que la valeur simulée. Avantageusement, à l’atteinte dans la réalité de chaque instant de la simulation à compter de l’instant initial t 0 , les valeurs simulées associées à cet instant sont remplacées par des valeurs mesurées ou calculées. Là encore, l’affichage de données réelles en superposition avec les données simulées sur un même graphe facilitent l’appréciation, par l’opérateur, de la qualité des données simulées. Ainsi, le graphe comprend une première zone temporelle, correspondant à la période passée s’étendant : soit de l’instant initial t 0 à l’instant réel actuel, ou instant courant t 1 , soit, lorsque des données calculées ou mesurées antérieures à l’instant initial t0 sont également représentées, comme indiqué au paragraphe précédent, d’un instant antérieur à l’instant initial t 0 jusqu’à l’instant courant t 1 , pour laquelle les données indiquées sur le graphe sont représentatives de mesures ou de calculs effectués sur des mesures de l’état réel du réacteur nucléaire 2, et une deuxième zone temporelle, correspondant à la période future s’étendant de l’instant courant t 1 jusqu’à la fin de la période simulée, pour laquelle les données indiquées sur le graphe sont obtenues par la simulation effectuée à l’étape 102. Au fur et à mesure que l’on avance dans le temps, la première zone temporelle recouvre une portion de plus en plus importante du graphe. L’opérateur a ainsi une indication claire à la fois de l’historique de l’état de réactivité du réacteur et de l’évolution estimée pour le futur, ce qui lui permet notamment d’évaluer la pertinence de l’évolution simulée. Si l’opérateur estime que l’évolution simulée n’est plus satisfaisante compte-tenu des données mesurées et/ou calculées qui s’affichent dans la première zone temporelle, il peut mettre en œuvre de nouveau le procédé afin d’obtenir de nouvelles données simulées, sur la base de données d’entrée actualisées. En comparaison avec les procédés connus de l’art antérieur, le procédé proposé ne nécessite aucune distinction entre les cas où le cœur du réacteur nucléaire 2 est réellement à l’arrêt et les cas où le cœur est dans un état critique ou légèrement supercritique, puisque la simulation est réalisée selon l’hypothèse, dans un cas comme dans l’autre, qu’à l’instant initial t 0 le cœur est à l’arrêt ou vient de s’arrêter. L’arrêt du cœur lui-même n’est pas simulé car l’arrêt est considéré comme immédiat et n’a donc pas d’impact sur la réactivité. La cinétique d’un tel arrêt rapide n’a pas d’impact sur le niveau de xénon au cours de la chute des barres de contrôle neutrophages. Si le cœur est déjà à l’arrêt, le niveau courant de xénon est récupéré de la surveillance courante du réacteur par l’unité de traitement 12. Il n’est pas non plus nécessaire de définir l’instant où le réacteur s’est arrêté dans le passé, puisque cet élément est connu dans le suivi de l’historique via la surveillance courante du réacteur par l’unité de traitement 12. Ainsi, les deux cas sont similaires dans leur usage relativement au niveau de xénon. Le procédé proposé permet de remplacer, en un seul procédé, le rôle de deux fonctions distinctes actuellement utilisées : le bilan de réactivité du réacteur nucléaire 2 à l’arrêt, et le bilan de réactivité effectué en état critique dans un but d’entraînement de l’opérateur. Le code de calcul de l’unité de traitement 12 simule l’évolution de grandeurs physiques sur la période simulée. Si le réacteur est déjà à l’arrêt et que l’opérateur souhaite réaliser le bilan de réactivité, alors la simulation part directement de cet état du réacteur en profitant de l’historique déjà calculé par l’unité de traitement 12 en fonctionnement courant du réacteur. Si au contraire l’opérateur souhaite réaliser un entraînement au bilan de réactivité, la simulation part de l’hypothèse que le réacteur s’est arrêté juste avant le lancement de la simulation, et calcule les éléments dont l’opérateur a besoin dans l’hypothèse où le réacteur s’arrête au moment où il réalise son entrainement au bilan de réactivité. Si une opération essentielle de maintenance imposant l’arrêt du cœur doit intervenir, le bilan de réactivité permet à l’opérateur de connaitre son niveau de xénon et potentiellement de choisir au mieux le moment de l’arrêt pour qu’il puisse être le plus court possible. Par exemple, si le cœur a un niveau courant de xénon trop élevé, le bilan indiquera que la date de re-divergence est assez lointaine car un réacteur ne peut-être redémarré si le niveau de xénon est trop haut. Si cela est possible, l’opérateur pourra vouloir attendre un peu à puissance maximale que ce pic de xénon soit résorbé avant d’arrêter le réacteur pour réaliser l’opération de maintenance et rendre ainsi l’arrêt le plus court possible. Procédé d’aide à la réalisation d’un bilan de réactivité d’un réacteur nucléaire, le procédé étant mis en œuvre par ordinateur et comprenant des étapes de : réception (101) de données d’entrée comprenant : un instant cible (t c ), un paramètre de température représentatif d’une température du réacteur nucléaire à l’instant cible (t c ), une position de barres neutrophages de commande de la température dans le réacteur nucléaire à l’instant cible (t c ), à partir des données d’entrée, génération (102) de données simulées, les données simulées comprenant : une évolution simulée d’un premier paramètre représentatif d’une réactivité du xénon dans le réacteur nucléaire au cours d’une période débutant à un instant initial (t 0 ) et comprenant l’instant cible (t c ), et une évolution simulée d’un deuxième paramètre du réacteur nucléaire au cours de la période, la génération des données simulées étant réalisée sous les hypothèses suivantes : la puissance thermique générée dans le réacteur nucléaire est nulle à l’instant initial (t 0 ), un paramètre de simulation est fixe durant la période, dans lequel : le paramètre de simulation est une position de barres neutrophages de commande de la puissance thermique générée dans le réacteur nucléaire et le deuxième paramètre est une concentration de bore dans le réacteur nucléaire, ou le paramètre de simulation est la concentration du bore dans le réacteur nucléaire et le deuxième paramètre est la position des barres neutrophages de commande de la puissance thermique, la période comprend un instant en lequel le réacteur nucléaire (2) est dans un état critique, génération (104) d’un graphe superposant : l’évolution simulée du premier paramètre, et l’évolution simulée du deuxième paramètre. Procédé selon la revendication 1, dans lequel les données simulées comprennent une évolution simulée d’un paramètre de samarium représentatif d’une antiréactivité du samarium dans le réacteur nucléaire (2). Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 et 2, comprenant en outre une détermination d’un instant de redémarrage potentiel (t r ) du réacteur, l’instant de redémarrage potentiel étant un instant de la période en lequel l’évolution simulée du premier paramètre passe d’une valeur empêchant le redémarrage à une valeur permettant le redémarrage, le graphe comprenant un indicateur de l’instant de redémarrage potentiel (t r ). Procédé selon la revendication précédente, dans lequel le graphe comprend un indicateur de l’instant cible (t c ). Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 4, dans lequel le graphe montre en outre : une évolution mesurée ou calculée du premier paramètre au cours d’une deuxième période antérieure à la période, et une évolution mesurée ou calculée du deuxième paramètre au cours de la deuxième période. Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 5, comprenant : une génération de valeurs calculées ou mesurées du premier paramètre associée à un instant de mise à jour (t m ), l’instant de mise à jour (t m ) étant l’instant initial (t 0 ) ou un instant ultérieur à l’instant initial (t 0 ), et la mise à jour du graphe de sorte à remplacer une valeur de l’évolution simulée du premier paramètre associée à l’instant de mise à jour (t m ) par la valeur calculée ou mesurée. Procédé selon l’une quelconque des revendications 1 à 6, comprenant en outre un affichage simultané, sur un écran d’affichage, du graphe et d’une valeur numérique indiquant au moins un parmi : la position des barres neutrophages de contrôle de la puissance thermique dans le réacteur nucléaire à l’instant cible, la température moyenne du réacteur nucléaire à l’instant cible, et la concentration en bore dans le réacteur nucléaire à l’instant cible. 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 7, 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 7.