Article

1 - RÔLE ET PRÉSENTATION D’UN SYSTÈME DE CONTRÔLE-COMMANDE

2 - ARCHITECTURE DU CONTRÔLE-COMMANDE DES CENTRALES NUCLÉAIRES DE PUISSANCE

3 - CONTRÔLE-COMMANDE DES USINES DE RETRAITEMENT

Article de référence | Réf : BN3411 v1

Contrôle-commande des réacteurs et des usines : architecture générale

Auteur(s) : Bernard APPELL, Guy GUESNIER, Jean CHABERT

Date de publication : 10 oct. 1998

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Présentation

Auteur(s)

  • Bernard APPELL : Ingénieur de l’École supérieure d’électricité - Directeur adjoint du Service études et projets thermiques et nucléaires SEPTEN-EDF

  • Guy GUESNIER : Ingénieur de l’École supérieure d’électricité, Docteur-Ingénieur - Chef de la division contrôle-commande au SEPTEN-EDF

  • Jean CHABERT : Ingénieur-conseil - Ancien Directeur technique SGN et chargé de mission à la Cogema (BR/DT)

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INTRODUCTION

C omme toute installation industrielle, les centrales nucléaires de production d’électricité ainsi que les installations de retraitement des combustibles nucléaires irradiés nécessitent des moyens pour surveiller et commander le procédé physique et les équipements associés. Ces moyens sont regroupés sous l’appellation « contrôle-commande ».

Le contrôle-commande est essentiellement constitué de capteurs permettant de transformer les grandeurs physiques en signaux électriques, d’automates permettant de traiter ces signaux, de moyens de surveillance et commande mis à la disposition d’opérateurs et enfin d’actionneurs permettant de transformer les signaux électriques de commandes en actions mécaniques sur le process.

La conception générale du contrôle-commande ainsi que les équipements associés doivent répondre à des spécifications qui sont imposées par des contraintes spécifiques résultantes du type de processus physique, des règles imposées par la sûreté nucléaire et enfin des conditions d’exploitation.

Pour ce qui concerne le process physique, les contraintes sont tout à fait différentes suivant la nature de l’installation. Elles ont cependant pour point commun le fait que les combustibles nucléaires irradiés émettent une énergie en permanence et donc que la continuité de service du contrôle-commande doit être totale.

Pour ce qui concerne les règles liées à la sûreté nucléaire, il faut noter les exigences très fortes sur tous les équipements constituant une barrière vis-à-vis de produits radioactifs et ceux mis en place pour protéger ces barrières en cas d’accidents.

Enfin, pour ce qui concerne les conditions d’exploitation, il faut noter les contraintes liées à l’existence de zones à accès contrôlés aussi bien en raison des problèmes d’irradiation que des problèmes de sécurité.

L’architecture de contrôle-commande est une architecture à trois niveaux : le niveau 0 constitué des capteurs et des actionneurs, le niveau 1 constitué des automates et le niveau 2 constitué de la salle de commande. Les niveaux 1 et 2 sont constitués aujourd’hui d’équipements à base de systèmes informatiques. L’ensemble des équipements est classé en trois niveaux d’exigences, le niveau 1 étant le plus contraignant et conduisant généralement à des équipements développés spécifiquement pour répondre à ces exigences.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3411


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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) -   *  -  Commission Électrotechnique Internationale − Norme de la CEI − Publication 880 : « Logiciels pour les calculateurs utilisés dans les systèmes de sûreté des centrales nucléaires », première édition 1986 ; Bureau central de la CEI, Suisse.

  • (2) -   *  -  RCCE − Règles de conception et de construction des matériels électriques des îlots nucléaires (édition janvier 1993) − AFCEN (Association française pour les règles de conception et de construction des matériels des chaudières électro-nucléaires), Paris.

  • (3) -   *  -  Règles Fondamentales de sûreté − Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires ; Ministère de l'industrie, PARIS.

Autres ouvrages

BERN (J.B.) - CHABERT (J.) - LEGRAND (F.) - Contrôle et conduite de procédé dans les nouvelles usines de retraitement de La Hague. - RECOD 87.

BERN (J.B.) - CHABERT (J.) - LEGRAND (F.) - Process control and monitoring in the new reprocessing plant at La Hague. - IAEA − CN49 TOKIO 15 au 18/02/88.

BERN (J.-B.) - CHABERT (J.) - Diagnostic Aid and Maintenance at the La Hague Reprocessing plant - - OPERA 89.

CHABERT (J.) - Concept global de conduite et de maintenance dans l’usine de retraitement de La Hague. - Entretiens de Cherbourg sur la maintenance des systèmes complexes.

CHABERT (J.) - General control and maintenance concept for the La Hague spent fuel reprocessing plant. - ENC 90.

CHABERT (J.) - NICOLET (J.L.) - Vers un poste de conduite et de maintenance intégrées. - 8e colloque de fiabilité et maintenance. Grenoble, oct. 92.

CHABERT (J.) - NICOLET (J.L.) - Vers une nouvelle ligne de partage entre l’homme et les automatismes. - AIEA Munich, juin 90.

CHABERT (J.) - PEROT (J.P.) - SILVAIN (B.) - Total Data Managment System for La Hague Facilities. - RECOD 91.

CHABERT (J.) - Supervision : La Hague vitrine des technologies. - Industries et Techniques janv. 1991.

PEROT (J.-P.) - La conduite du procédé dans les usines de retraitement de combustibles irradiés. - RGN 1993 no 5, sept./oct.

SILIE (P.) - Les systèmes de conduite centralisés des usines de retraitement. - RGN 1993 no 5 − sept./oct.

PIGNAULT (J.) - Conception d’une salle de conduite centralisée. - Application aux extensions La Hague. RGN 1993 no 5 – sept./oct.

CHABERT (J.) - MICHON (J.-C.) - Systèmes...

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