FR2710182A1 - Procédé de démantèlement d'un générateur de vapeur usagé d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. - Google Patents

Procédé de démantèlement d'un générateur de vapeur usagé d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Download PDF

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Abstract

Ce procédé permet de démanteler un générateur de vapeur (10) comportant une partie primaire (20, 24) raccordée au circuit primaire du réacteur, cette partie primaire comportant des éléments métalliques (15, 22, 26, 28) contaminés par contact, en fonctionnement, avec un fluide de refroidissement du coeur du réacteur. Selon ce procédé, on décontamine les éléments métallurgiques de la surface interne de la partie primaire (20, 24) par circulation d'une solution de décontamination acide dure comportant du cérium de valence IV au contact de cette surface, on découpe le générateur de vapeur (en H1, H2 et H3) de manière à séparer les éléments métalliques décontaminés (15, 22, 26, 28) du reste du générateur de vapeur, on refond et on traite les éléments métalliques décontaminés (15, 22, 26, 28) de manière à former de nouveaux éléments métalliques.

Description

La présente invention concerne un procédé de démantèlement d'un générateur de vapeur usagé d'un réacteur nucléaire à eau sous pression.
Elle s'applique en particulier au démantèlement d'un générateur de vapeur comportant une partie primaire raccordée au circuit primaire du réacteur, comportant des éléments fabriqués dans des matériaux nobles tels que l'Inconel, dans lesquels circule, en fonctionnement, un fluide de refroidissement du coeur du réacteur.
Un générateur de vapeur usagé qui est mis hors service émet des rayonnements de forte activité atteignant plusieurs centaines de curies. Ce rayonnement rend le transport du générateur de vapeur très difficile et coûteux.
On a donc proposé de stocker le générateur de vapeur hors service dans une enceinte construite sur le site même de la centrale nucléaire d'où il provient.
Cependant, pendant toute la période de stockage, le générateur de vapeur fortement radioactif doit faire l'objet d'une surveillance radiologique périodique.
L'invention a pour but d'éviter le stockage et la surveillance du générateur de vapeur hors service et de proposer un procédé de démantèlement du générateur de vapeur produisant un volume réduit de déchets et permettant de récupérer ou recycler certains matériaux nobles contenus dans le générateur de vapeur, en particulier l'Inconel utilisé pour la fabrication de certains éléments de la partie primaire du générateur de vapeur.
A cet effet l'invention a pour objet un procédé de démantèlement d'un générateur de vapeur usagé d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, comportant une partie primaire raccordée au circuit primaire du réacteur, cette partie primaire comportant des éléments métalliques contaminés par contact, en fonctionnement, avec un fluide de refroidissement du coeur du réacteur, caractérisé en ce que
- on décontamine la surface interne des éléments métalliques de la partie primaire par circulation d'une solution de décontamination acide dure comportant du cérium de valence IV au contact de cette surface,
- on découpe le générateur de vapeur de manière à séparer les éléments métalliques décontaminés du reste du générateur de vapeur,
- on refond et on traite les éléments métalliques décontaminés de manière à former de nouveaux éléments métalliques.
L'invention s' applique en particulier à un générateur de vapeur dont la partie primaire comporte un faisceau de tubes en U en alliage de nickel fixés à leurs extrémités dans une plaque tubulaire en acier délimitant avec un fond sensiblement sphérique en acier une boîte à eau, raccordée aux tubes en U, comportant deux compartiments séparés par une cloison en alliage de nickel, ce générateur de vapeur comprenant de plus une enveloppe externe comportant une virole inférieure contenant le faisceau de tubes, reliée à une extrémité à la plaque tubulaire et à l'autre extrémité à une virole supérieure contenant un ensemble de séchage de vapeur.
Suivant une autre caractéristique de l'invention
- on découpe le générateur de vapeur de manière à séparer entre eux la plaque tubulaire, les tubes du faisceau, le fond de la boîte à eau et la cloison de séparation de la boîte à eau,
- on refond et on traite les tubes du faisceau et la cloison de séparation en alliage de nickel de manière à former de nouveaux éléments en alliage de nickel,
- on refond et on traite la plaque tubulaire et le fond en acier de manière à former de nouveaux éléments en acier ou en fonte.
Suivant encore une autre caractéristique de l'inven- tion
- on sépare la virole supérieure du reste du générateur de vapeur par découpage dans un four transversal de l'enveloppe externe sensiblement au niveau de la jonction entre la virole inférieure et la virole supérieure,
- on positionne le générateur de vapeur sensiblement verticalement et on remplit d'eau la virole inférieure jusqu'à une hauteur prédéterminée mesurée à partir de la plaque tubulaire,
- on congèle l'eau contenue dans la virole inférieure,
- on sépare le faisceau de tubes de la plaque tubulaire par découpage dans un plan transversal du générateur de vapeur au niveau de la masse de glace,
- on extrait les tubes de la virole inférieure,
- on sépare la plaque tubulaire de la boîte à eau par découpage dans un plan transversal de cette boîte à eau à proximité de son bord de jonction avec la plaque tubulaire,
- on sépare la cloison de séparation du fond de la boîte à eau par découpage de cette cloison à proximité de son bord de jonction avec le fond.
Suivant d'autres caractéristiques de l'invention
- on effectue le découpage de l'enveloppe externe sensiblement au niveau de la jonction entre la virole inférieure et la virole supérieure avec des moyens mécaniques,
- on effectue le découpage du générateur de vapeur au niveau de la masse de glace au moyen d'une scie à bande,
- on effectue le découpage de la boîte à eau à proximité de son bord de jonction avec la plaque tubulaire au moyen d'une scie à bande,
- on effectue le découpage de la cloison de séparation de la boîte à eau à proximité de son bord de jonction avec le fond par oxycoupage,
- on effectue l'oxycoupage au moyen d'un chariot, portant un chalumeau de découpage, guidé le long du bord de jonction de la cloison de séparation avec le fond de la boîte à eau,
- préalablement à l'extraction des tubes du faisceau de la virole inférieure, on positionne le générateur de vapeur sensiblement horizontalement de manière que les tubes en U du faisceau soient sensiblement parallèles à un plan horizontal, puis on extrait les tubes en U de la virole inférieure par translation horizontale,
- la hauteur d'eau prédéterminée dans la virole inférieure, mesurée à partir de la plaque tubulaire, est d'environ 1 mètre,
- préalablement à la congélation de l'eau, on calorifuge la surface externe de la virole inférieure et on obture son extrémité ouverte après séparation d'avec la virole supérieure par un bouchon calorifuge,
- l'eau est congelée par circulation d'air froid dans la partie primaire du générateur de vapeur,
- on réutilise au moins partiellement les viroles inférieure et supérieure dans des installations nucléaires,
- préalablement à leur refusion, les tubes du faisceau sont tronçonnés par des moyens mécaniques,
- préalablement à leur refusion, la plaque tubulai re, le fond et la cloison de séparation de la boîte à eau sont tronçonnés par oxycoupage,
- les éléments métalliques décontaminés sont refondus dans un four électrique à chauffage par induction,
- les tubes du faisceau et la cloison de séparation sont fondus et traités par adjonction d'éléments d'alliage de manière à obtenir des éléments nouveaux en alliage de nickel choisis parmi l'Inconel 690, l'Incoloy 800, l'Hastelloy C22 ou l'acier inoxydable selon la norme américaine AISI 316,
- les nouveaux éléments métalliques obtenus par refusion des éléments métalliques décontaminés de la partie primaire du générateur de vapeur sont utilisés dans des installations nucléaires,
- les nouveaux éléments en alliage de nickel sont utilisés pour fabriquer des tubes pour générateur de vapeur d'une installation nucléaire,
- les nouveaux éléments en acier ou en fonte sont utilisés pour fabriquer des enceintes blindées pour le conditionnement de déchets nucléaires.
Un exemple de réalisation de l'invention sera décrit ci-dessous en se référant aux dessins annexés dans lesquels
- la figure 1 est une vue en élévation, avec une coupe longitudinale partielle, d'un générateur de vapeur usagé d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, en position verticale, destiné à être démantelé par le procédé selon l'invention;
- la figure 2 est une vue similaire à la figure 1 dans laquelle la virole supérieure a été séparée du reste du générateur de vapeur et la virole inférieure a été calorifugée;
- la figure 3 est une vue en élévation d'une installation pour extraire les tubes du faisceau de la virole inférieure, et pour tronçonner ces tubes, le générateur de vapeur étant en position horizontale et étant représenté schématiquement;
- la figure 4 est une vue de dessus de l'installation de la figure 3, dans laquelle le générateur de vapeur n'a pas été représenté;
- la figure 5 est une vue en perspective de la boîte à eau séparée du reste du générateur de vapeur destinée à être démantelée selon le procédé de l'invention.
On a représenté sur la figure 1 un générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, désigné par la référence générale 10, de forme générale cylindrique, en position sensiblement verticale correspondant à sa position habituelle lorsqu'il est en fonctionnement.
Le générateur de vapeur 10 comporte une enveloppe externe 12, en acier, comprenant une virole inférieure 14 reliée à son extrémité inférieure à une plaque tubulaire 15 de forte épaisseur, en acier, et à son extrémité supérieure à une virole supérieure 16 par l'intermédiaire d'une partie de liaison tronconique 18.
De façon classique, la virole supérieure 16 renferme un ensemble de séchage de vapeur (non représenté sur les figures) et la virole inférieure 14 renferme un ensemble vaporisateur comportant un faisceau 20 de tubes 22 pliés en U, disposés en nappes successives et comportant des parties supérieures en forme de cintres semi-circulaires 22A formant un chignon du faisceau 20.
Le faisceau 20 comporte habituellement plusieurs milliers de tubes dont quelques uns seulement ont été représentés sur la figure 1, pour des raisons de clarté.
Les parties droites 22B des tubes du faisceau 20 sont serties à leurs extrémités dans la plaque tubulaire 15, de manière à déboucher dans une boîte à eau 24 délimitée par cette plaque tubulaire 15 et un fond sensiblement sphérique 26 en acier comportant deux compartiments séparés par une cloison 28.
Dans l'exemple décrit, les tubes du faisceau 20 et la cloison de séparation 28 de la boîte à eau sont fabriqués dans un alliage de nickel du type Inconel 600.
Les tubes 22 du faisceau et la boîte à eau 24 forment la partie primaire du générateur de vapeur 10, celle-ci étant raccordée au circuit primaire du réacteur dans lequel circule, en fonctionnement, un fluide de refroidissement du coeur du réacteur, par deux ouvertures 30, 32 amont et aval ménagées respectivement dans les deux compartiments de la boîte à eau 24.
On a également représenté sur la figure 1 des plaques 34 d'entretoisement des parties rectilignes des tubes 22, des barres 36 anti-vibration disposées sur les parties cintrées des tubes 22, et une virole interne 38 entourant le faisceau 20, destinée à canaliser l'eau alimentaire circulant dans le générateur de vapeur 10.
Ces différents éléments sont en acier.
On décrira maintenant un procédé de démantèlement selon l'invention du générateur de vapeur représenté à la figure 1.
Dans un premier temps, on isole le générateur de vapeur 10 du circuit primaire, puis on décontamine la surface interne des tubes 22 du faisceau et de la boîte à eau 24, en contact avec le fluide de refroidissement du coeur du réacteur lorsque le générateur de vapeur est en fonctionnement, par circulation d'une solution de décontamination acide dure comportant du cérium de valence IV au contact de cette surface. Un tel procédé de décontamination est décrit dans la demande de brevet français n" 2 687 005.
Ensuite, on découpe le générateur de vapeur 10 de manière à séparer entre eux les viroles inférieure 14 et supérieure 16, la plaque tubulaire 15, les tubes 22 du faisceau, le fond 26 et la cloison de séparation 28 de la boîte à eau, comme cela sera décrit ci-dessous.
On sépare la virole supérieure 16 et l'ensemble de séchage du reste du générateur de vapeur par découpage de l'enveloppe externe 12 dans un plan transversal H1, sensiblement à hauteur de la jonction entre cette virole supérieure et la partie de liaison 18, avec des moyens mécaniques de type connu (voir figure 1).
Ensuite, le générateur de vapeur 10 étant maintenu dans sa position sensiblement verticale, on rempli d'eau la virole inférieure 14 jusqu'à une hauteur prédéterminée d'environ 1 mètre à partir de la plaque tubulaire 15.
Puis on calorifuge la surface externe de la virole inférieure 14 avec un revêtement 40 de type connu, et on obture l'extrémité de cette virole 14 ouverte après séparation d'avec la virole supérieure 16 par un bouchon 42 calorifuge, comme cela est représenté sur la figure 2.
Après mise en place du revêtement calorifuge sur la virole inférieure 14, on congèle l'eau par circulation d'air froid dans les tubes 22 du faisceau et dans la boîte à eau 24.
Comme on peut le voir sur la figure 2, l'air froid est produit par un groupe frigorifique 44 raccordé par un conduit 46 à l'ouverture amont 30 de la boîte à eau.
L'ouverture aval 32 de la boîte à eau est raccordée à un conduit 48 d'évacuation de l'air réchauffé.
De préférence, on congèle l'eau jusqu'à une température de -20 C environ.
La masse de glace obtenue permet de solidariser entre elles les extrémités inférieures de la virole inférieure 14, des tubes 22 du faisceau et de la virole interne 38.
Après congélation de l'eau, on sépare le faisceau 20 de tubes de la plaque tubulaire 15 par découpage du générateur de vapeur dans un plan transversal H2 au niveau de la masse d'eau congelée, à une hauteur comprise à peu près entre 60 et 80cm au dessus de la plaque tubulaire 15, au moyen d'une scie à bande 50 de type connu (voir figure 2).
Les éléments métalliques noyés dans la glace ont des épaisseurs très différentes. En particulier, la virole inférieure 14 a une épaisseur d'environ 80mm et les tubes 22 du faisceau ont une épaisseur d'environ lmm.
L'intégration de ces éléments métalliques dans la masse de la glace et le découpage transversal de cette masse permet d'utiliser un seul outil pour découper l'ensemble des éléments métalliques d'épaisseurs différentes, la découpe de chacun de ces éléments étant par ailleurs de très bonne qualité.
Après séparation de la plaque tubulaire 15 d'avec le faisceau 20 de tubes et décongélation de la masse de glace, on extrait les tubes 22 de la virole inférieure 14 et on tronçonne ces tubes, par exemple au moyen d'une installation 52 telle que représentée aux figures 3 et 4.
Pour extraire les tubes 22 de la virole inférieure 14, on positionne préalablement le générateur de vapeur 10 sensiblement horizontalement, sur des berceaux 53, de manière que les tubes en U 22 du faisceau soient sensiblement parallèles à un plan horizontal.
L'installation 52 d'extraction et de tronçonnage des tubes 22 comporte une plateforme 54 sensiblement horizontale portée par des montants 56 de manière à être réglable en hauteur.
La plate forme 54 est disposée dans le prolongement du chignon du faisceau 20 de tubes.
L'installation 52 comporte de plus des moyens d'accrochage et d'extraction des tubes 22, de type connu, comprenant notamment un treuil 58, destiné à déplacer les tubes 22 en translation horizontale en les faisant glisser sur la plateforme 54.
Les tubes 22 sont extraits un par un ou de préférence par nappe. La hauteur de la plateforme 54 est réglée en fonction de la hauteur des nappes successives de tubes que l'on veut extraire.
Après extraction des tubes 22 de la virole inférieure 14, on tronçonne ces tubes par des moyens mécaniques agencés de préférence sur la plateforme 54, comme cela est représenté sur la figure 4.
Sur cette figure, on a représenté des scies à disque 60 montées coulissantes sur des guides 62 perpendiculaires aux branches rectilignes 22B des tubes 22, espacés longitudinalement entre eux suivant des distances égales à la longueur des tronçons de tubes que l'on veut obtenir.
En variante, les tubes 22 peuvent être tronçonnés ailleurs que sur la plateforme 54 avec d'autres moyens de découpage que les scies à disque 60, par exemple avec des cisailles.
De préférence, la longueur des tronçons de tubes est comprise entre 0,8 et lm environ.
La plaque tubulaire 15 est séparée de la boîte à eau 24 par découpage de cette boîte à eau 24 dans un plan transversal H3, à proximité de son bord de jonction avec la plaque tubulaire 15 (voir figure 2).
De préférence, on effectue ce découpage au moyen de la scie à bande 50 utilisée préalablement pour séparer la plaque tubulaire 15 des tubes 22 du faisceau.
Après séparation de la plaque tubulaire 15 et de la boîte à eau 24, on dispose cette boîte à eau 24 sur des supports 64 de manière que sa face ouverte soit sensiblement horizontale (voir figure 5), et on sépare la cloison de séparation 28 du fond 26 de la boîte à eau par découpage de cette cloison à proximité de son bord de jonction avec le fond.
De préférence, ce découpage est effectué par oxycoupage avec des moyens tels que représentés à la figure 5.
On effectue l'oxycoupage au moyen d'un chariot 66, de type connu (schématisé sur la figure 5) portant un chalumeau de découpage, non représenté sur cette figure, guidé le long du bord de jonction de la cloison de séparation 28 avec le fond 26 au moyen d'une crémaillère 67 fixée à proximité de cette jonction.
La cloison de séparation 28 est accrochée à un support 68 de type connu, portée par le bord du fond 26, de manière à être maintenue lors de l'opération d'oxycoupage.
Après séparation de la plaque tubulaire 15, du fond 26 et de la cloison de séparation 28, ces différents éléments sont tronçonnés de préférence par oxycoupage.
Les différentes opérations d'oxycoupage décrites cidessus sont effectuées dans une enceinte fermée dont l'atmosphère interne est traitée et filtrée avant rejet à l'atmosphère de manière à éviter de rejeter à l'atmosphère des particules contaminées contenues dans les fumées dégagées lors des opérations d'oxycoupage.
Après tronçonnage des éléments métalliques décontaminés de la partie primaire du générateur de vapeur, on refond ces éléments, de préférence dans un four électrique à chauffage par induction, et on les traite de manière à former de nouveaux éléments métalliques.
Bien entendu, les fumées sortant du four électrique sont traitées et filtrées par des moyens connus de manière à éviter le rejet à l'atmosphère de particules contaminées contenues dans ces fumées.
Les tronçons de tubes 22 et de cloison de séparation 28 qui sont en Inconel 600, sont refondus et traités par adjonction d'élément d'alliage de manière à obtenir des nouveaux éléments en un alliage de nickel choisi par exemple parmi l'Inconel 690, l'Incoloy 800, l'Hastelloy
C22 ou l'acier inoxydable selon la norme américaine AISI 316.
Les tronçons de plaque tubulaire 15 et de fond 26 qui sont en acier sont refondus et traités éventuellement par adjonction d'éléments d'alliage de manière à obtenir des nouveaux éléments en acier ou en fonte.
Les nouveaux éléments métalliques obtenus par refusion des éléments métalliques décontaminés de la partie primaire du générateur de vapeur ont des activités telles qu'ils peuvent être utilisés dans des installations nucléaires.
En particulier, les nouveaux éléments en alliage de nickel, de préférence en Inconel 690, sont utilisés pour fabriquer des tubes pour générateur de vapeur d'une installation nucléaire, et les nouveaux éléments en acier ou en fonte sont utilisés pour fabriquer des enceintes blindées pour le conditionnement de déchets nucléaires.
Les viroles inférieure 14 et supérieure 16 de l'enveloppe externe du générateur de vapeur et la virole interne 38 entourant le faisceau 20 de tubes, ne sont pas contaminées et peuvent être réutilisées au moins partiellement dans des installations nucléaires.
Les plaques d'entretoisement 34, les barres antivibration 36 et les différents éléments accrochés aux viroles inférieure et supérieure sont récupérés après démantèlement du générateur de vapeur et tronçonnés de manière à être traités comme des éléments de feraille ordinaires non contaminés.
L'invention ne se limite pas au mode de réalisation décrit.
En particulier, elle peut s'appliquer à tout générateur de vapeur usagé d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, comportant une partie primaire comprenant des éléments métalliques dans lesquels circule, en fonctionnement, un fluide de refroidissement du coeur du réacteur, par exemple un faisceau de tubes d'eau primaire rectilignes, verticaux, reliés à chacune de leurs extrémités à une plaque tubulaire et à une boîte à eau, ou bien un faisceau de tubes d'eau primaire horizontaux dont les extrémités sont reliées à des chambres d'entrée et de sortie d'eau primaire espacées entre elles.

Claims (20)

REVENDICATIONS
1. Procédé de démantèlement d'un générateur de vapeur usagé d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, comportant une partie primaire (20, 24) raccordée au circuit primaire du réacteur, cette partie primaire (20, 24) comportant des éléments métalliques (15, 22, 26, 28) contaminés par contact, en fonctionnement, avec un fluide de refroidissement du coeur du réacteur, caractérisé en ce que
- on décontamine la surface interne des éléments métalliques de la partie primaire (20, 24) par circulation d'une solution de décontamination acide dure comportant du cérium de valence IV au contact de cette surface,
- on découpe le générateur de vapeur de manière à séparer les éléments métalliques décontaminés (15, 22, 26, 28) du reste du générateur de vapeur,
- on refond et on traite les éléments métalliques décontaminés (15, 22, 26, 28) de manière à former de nouveaux éléments métalliques.
2. Procédé selon la revendication 1, la partie primaire du générateur de vapeur comportant un faisceau (20) de tubes (22) en U en alliage de nickel fixés à leurs extrémités dans une plaque tubulaire (15) en acier délimitant avec un fond sensiblement sphérique (26) en acier une boîte à eau (24), raccordée aux tubes en U (22), comportant deux compartiments séparés par une cloison (28) en alliage de nickel, caractérisé en ce que:
- on découpe le générateur de vapeur de manière à séparer entre eux la plaque tubulaire (15), les tubes (22) du faisceau, le fond (26) de la boîte à eau et la cloison de séparation (28) de la boîte à eau,
- on refond et on traite les tubes (22) du faisceau et la cloison de séparation (28) en alliage de nickel de manière à former de nouveaux éléments en alliage de nickel,
- on refond et on traite la plaque tubulaire (15) et le fond (26) en acier de manière à former de nouveaux éléments en acier ou en fonte.
3. Procédé selon la revendication 2, le générateur de vapeur comprenant une enveloppe externe (12) comportant une virole inférieure (14) contenant le faisceau (20) de tubes, reliée à une extrémité à la plaque tubulaire (15) et à l'autre extrémité à une virole supérieure (16) contenant un ensemble de séchage de vapeur, caractérisé en ce que
- on sépare la virole supérieure (16) du reste du générateur de vapeur par découpage dans un four transversal de l'enveloppe externe (12) sensiblement au niveau de la jonction entre la virole inférieure (14) et la virole supérieure (16),
- on positionne le générateur de vapeur sensiblement verticalement et on remplit d'eau la virole inférieure (14) jusqu'à une hauteur prédéterminée mesurée à partir de la plaque tubulaire (15),
- on congèle l'eau contenue dans la virole inférieure (14),
- on sépare le faisceau (20) de tubes de la plaque tubulaire (15) par découpage dans un plan transversal du générateur de vapeur au niveau de la masse de glace,
- on extrait les tubes (22) de la virole inférieure (14),
- on sépare la plaque tubulaire (15) de la boîte à eau (24) par découpage dans un plan transversal de cette boîte à eau (24) à proximité de son bord de jonction avec la plaque tubulaire (15),
- on sépare la cloison de séparation (28) du fond (26) de la boîte à eau par découpage de cette cloison (28) à proximité de son bord de jonction avec le fond (26).
4. Procédé selon la revendication 3, caractérisé en ce que l'on effectue le découpage de l'enveloppe externe (12) sensiblement au niveau de la jonction entre la virole inférieure (14) et la virole supérieure (16) avec des moyens mécaniques.
5. Procédé selon la revendication 3 ou 4, caractérisé en ce que l'on effectue le découpage du générateur de vapeur au niveau de la masse de glace au moyen d'une scie à bande (50).
6. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 5, caractérisé en ce que l'on effectue le découpage de la boîte à eau (24) à proximité de son bord de jonction avec la plaque tubulaire (15) au moyen d'une scie à bande (50).
7. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 6, caractérisé en ce que l'on effectue le découpage de la cloison de séparation (28) de la boîte à eau à proximité de son bord de jonction avec le fond (26) par oxycoupage.
8. Procédé selon la revendication 7, caractérisé en ce que l'on effectue l'oxycoupage au moyen d'un chariot (66), portant un chalumeau de découpage, guidé le long du bord de jonction de la cloison de séparation (28) avec le fond (26) de la boîte à eau.
9. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 8, caractérisé en ce que, préalablement à l1extrac- tion des tubes (22) du faisceau de la virole inférieure (14), on positionne le générateur de vapeur sensiblement horizontalement de manière que les tubes (22) en U du faisceau soient sensiblement parallèles à un plan horizontal, puis on extrait les tubes en U (22) de la virole inférieure (14) par translation horizontale.
10. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 9, caractérisé en ce que la hauteur d'eau prédéterminée dans la virole inférieure (14), mesurée à partir de la plaque tubulaire (15), est d'environ 1 mètre.
11. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 10, caractérisé en ce que, préalablement à la congélation de l'eau, on calorifuge la surface externe de la virole inférieure (14) et on obture son extrémité ouverte après séparation d'avec la virole supérieure (16) par un bouchon (42) calorifuge.
12. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 11, caractérisé en ce que l'eau est congelée par circulation d'air froid dans la partie primaire (22, 24) du générateur de vapeur.
13. Procédé selon l'une quelconque des revendications 3 à 12, caractérisé en ce que l'on réutilise au moins partiellement les viroles inférieure (14) et supérieure (16) dans des installations nucléaires.
14. Procédé selon l'une quelconque des revendications 2 à 13, caractérisé en ce que, préalablement à leur refusion, les tubes (22) du faisceau sont tronçonnés par des moyens mécaniques (60).
15. Procédé selon l'une quelconque des revendications 2 à 14, caractérisé en ce que, préalablement à leur refusion, la plaque tubulaire (15), le fond (26) et la cloison de séparation (28) de la boîte à eau sont tronçonnés par oxycoupage.
16. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que les éléments métalliques décontaminés (15, 22, 26, 28) sont refondus dans un four électrique à chauffage par induction.
17. Procédé selon l'une quelconque des revendications 2 à 16, les tubes (22) du faisceau et la cloison de séparation (28) de la boîte à eau étant en Inconel 600, caractérisé en ce que les tubes (22) du faisceau et la cloison de séparation (28) sont fondus et traités par adjonction d'éléments d'alliage de manière à obtenir des éléments nouveaux en alliage de nickel choisis parmi l'Inconel 690, l'Incoloy 800, l'Hastelloy C22 ou l'acier inoxydable selon la norme américaine AISI 316.
18. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que les nouveaux éléments métalliques obtenus par refusion des éléments métalliques décontaminés de la partie primaire (20, 24) du générateur de vapeur sont utilisés dans des installations nucléaires.
19. Procédé selon les revendications 2 et 18 prises ensemble, caractérisé en ce que les nouveaux éléments en alliage de nickel sont utilisés pour fabriquer des tubes pour générateur de vapeur d'une installation nucléaire.
20. Procédé selon les revendications 2 et 18 prises ensemble, caractérisé en ce que les nouveaux éléments en acier ou en fonte sont utilisés pour fabriquer des enceintes blindées pour le conditionnement de déchets nucléaires.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2853129A1 (fr) * 2003-03-28 2004-10-01 Salvarem Procede et produit de decontamination radioactive

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2917154B1 (fr) * 2007-06-06 2009-10-02 Areva Np Sas Procede de demantelement pour la reutilisation des elements de l'enveloppe de pression d'un generateur de vapeur usage d'une centrale nucleaire.
CN106369886B (zh) * 2016-11-07 2022-07-08 珠海格力电器股份有限公司 干式蒸发器

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0005177A1 (fr) * 1978-05-01 1979-11-14 Westinghouse Electric Corporation Procédé et appareil pour retirer un faisceau tubulaire
EP0043394A1 (fr) * 1980-07-02 1982-01-13 Westinghouse Electric Corporation Anneau de protection contre les radiations pour démonter des parties d'un générateur de vapeur nucléaire
DE3331383A1 (de) * 1983-08-31 1985-03-14 Siempelkamp Gießerei GmbH & Co, 4150 Krefeld Anlage fuer rueckgewinnung metallischer komponenten von kernkraftwerken
DE3404106A1 (de) * 1984-02-07 1985-09-05 Siempelkamp Gießerei GmbH & Co, 4150 Krefeld Anlage fuer die rueckgewinnung metallischer komponenten von kernkraftwerken
WO1990001774A1 (fr) * 1988-08-11 1990-02-22 Studsvik Ab Procede de decontamination
EP0555127A1 (fr) * 1992-02-03 1993-08-11 Framatome Procédé et installation de décontamination d'un générateur de vapeur nucléaire usagé

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0005177A1 (fr) * 1978-05-01 1979-11-14 Westinghouse Electric Corporation Procédé et appareil pour retirer un faisceau tubulaire
EP0043394A1 (fr) * 1980-07-02 1982-01-13 Westinghouse Electric Corporation Anneau de protection contre les radiations pour démonter des parties d'un générateur de vapeur nucléaire
DE3331383A1 (de) * 1983-08-31 1985-03-14 Siempelkamp Gießerei GmbH & Co, 4150 Krefeld Anlage fuer rueckgewinnung metallischer komponenten von kernkraftwerken
DE3404106A1 (de) * 1984-02-07 1985-09-05 Siempelkamp Gießerei GmbH & Co, 4150 Krefeld Anlage fuer die rueckgewinnung metallischer komponenten von kernkraftwerken
WO1990001774A1 (fr) * 1988-08-11 1990-02-22 Studsvik Ab Procede de decontamination
EP0555127A1 (fr) * 1992-02-03 1993-08-11 Framatome Procédé et installation de décontamination d'un générateur de vapeur nucléaire usagé

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
DATABASE INIS INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), VIENNA, AT; DUBOURG, M. (FRAMATOME, PARIS (FRANCE)): "New processes will speed nuclear decommissioning." *
DATABASE INIS INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), VIENNA, AT; DUBOURG, M. ET AL: "Hard chemical decontamination of steam generator bundles. Decontamination par chimie dure des faisceaux de generateurs de vapeur." *
DISMANTLING OF NUCLEAR FACILITIES POLICIES - TECHNIQUES. LE DEMANTELEMENT DES INSTALLATIONS NUCLEAIRES POLITIQUES - TECHNIQUES. PARIS: SOCIETE FRANCAISE D'ENERGIE NUCLEAIRE. 1993. P. 300-313 OF 418 P. CONFERENCE: INTERNATIONAL CONFERENCE ON DISMANTLI, FRANCE *
MODERN POWER SYSTEMS (APR 1992) V. 12(4) P. 49, 51, 53. CODEN: MPSYDU ISSN: 0260-7840, UNITED KINGDOM *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2853129A1 (fr) * 2003-03-28 2004-10-01 Salvarem Procede et produit de decontamination radioactive
EP1469482A1 (fr) * 2003-03-28 2004-10-20 Salvarem Procédé et produit de décontamination radioactive

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