FR2765720A1 - Procede de nettoyage de la partie secondaire d'un generateur de vapeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression - Google Patents
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Abstract
On injecte une solution chimique dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1) par l'un des circuits d'injection suivants : circuit d'alimentation normale (8), circuit d'alimentation de secours (10), circuit de purge du générateur de vapeur, on effectue le rinçage à l'eau du circuit d'injection, on maintient la solution de nettoyage dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1) à une température déterminée, par circulation d'eau de refroidissement primaire à la température déterminée dans le circuit primaire et on évacue la solution chimique par l'intermédiaire du circuit de purge du générateur de vapeur (1), après dissolution des substances polluantes. La solution chimique de nettoyage du générateur de vapeur (1) est prélevée par une pompe (21) dans un réservoir de stockage placé en dérivation par rapport au circuit d'injection.
Description
L'invention concerne un procédé et un dispositif de nettoyage par dissolution de substances polluantes de la partie secondaire d'un générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression.
Les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression comportent un circuit primaire comprenant trois ou quatre boucles dans lesquelles circule de l'eau de refroidissement primaire sous pression du réacteur nucléaire. Les boucles du circuit primaire sont reliées à la cuve du réacteur renfermant le coeur et, sur chacune des boucles, est disposé un générateur de vapeur qui réalise l'échauffement et la vaporisation d'eau d'alimentation par échange de chaleur avec le fluide de refroidissement primaire du réacteur nucléaire.
Le générateur de vapeur comporte, à l'intérieur d'une enveloppe externe, un faisceau de tubes dont les extrémités sont fixées dans des trous traversant une plaque tubulaire. La plaque tubulaire comporte une face d'entrée débouchant à l'intérieur d'une boîte à eau en deux parties reliées à deux canalisations de la boucle du circuit primaire et une face secondaire traversée par les tubes du faisceau qui est disposée à l'intérieur de l'enveloppe externe du générateur de vapeur.
Le générateur de vapeur comporte une partie primaire dans laquelle circule l'eau de refroidissement sous pression du réacteur nucléaire, cette partie primaire comportant la boîte à eau et l'espace interne des tubes du faisceau et une partie secondaire dans laquelle circule l'eau d'alimentation qui comporte l'espace interne de l'enveloppe du générateur de vapeur, autour du faisceau de tubes.
La partie primaire et la partie secondaire du générateur de vapeur sont séparées l'une de l'autre par une paroi d'échange thermique comportant les parois des tubes du faisceau à travers lesquelles se produit l'échange de chaleur entre l'eau de refroidissement primaire du réacteur nucléaire et l'eau d'alimentation.
L'eau d'alimentation du générateur de vapeur et la vapeur produite par le générateur de vapeur à partir de l'eau d'alimentation circulent dans un circuit de la centrale nucléaire appelé circuit secondaire. Le circuit se condaire comporte les parties secondaires des générateurs de vapeur qui constituent la partie chaude du circuit secondaire dans laquelle l'eau est échauffée et vaporisée, la turbine dans laquelle la vapeur est utilisée et le condenseur associé à la turbine constituant la source froide du circuit secondaire. Le circuit secondaire comporte de plus des moyens pour assurer l'alimentation en eau de la partie secondaire des générateurs de vapeur, ces moyens constituant les circuit d'alimentation ou les circuits auxiliaires du générateur de vapeur.
Un premier circuit d'alimentation du générateur de vapeur, ou circuit d'alimentation normal du générateur de vapeur (ARE) permet de récupérer, dans les parties de sortie des différents étages de la turbine et à la sortie du condenseur, I'eau formée à partir de la vapeur utilisée dans la turbine de la centrale nucléaire. L'eau récupérée est réinjectée dans la partie secondaire du générateur de vapeur, au niveau d'un tore d'alimentation situé au-dessus et un espace annulaire entourant le faisceau du générateur de vapeur.
Un second circuit d'alimentation du générateur de vapeur est constitué par le circuit d'alimentation de secours (ASG) qui fournit de l'eau d'alimentation à la partie secondaire du générateur de vapeur, par l'intermédiaire du tore d'alimentation, dans les phases de fonctionnement où le circuit d'alimentation normal ne peut fournir un débit d'eau d'alimentation régulier.
De plus, un circuit de purge est relié à la partie secondaire du générateur de vapeur, au niveau de l'extrémité inférieure du faisceau et juste audessus de la face supérieure de la plaque tubulaire.
Le réacteur nucléaire à eau sous pression comporte également un circuit de refroidissement du circuit primaire, pour sa mise à l'arrêt (circuit
RRA) qui permet de réguler, dans une certaine mesure, la température de l'eau de refroidissement sous pression du réacteur nucléaire.
RRA) qui permet de réguler, dans une certaine mesure, la température de l'eau de refroidissement sous pression du réacteur nucléaire.
Une partie du circuit secondaire du générateur de vapeur est en acier ferritique et les tubes du condenseur sont en laiton, en acier inoxydable ou en titane.
L'eau d'alimentation qui est récupérée à la sortie des condenseurs est renvoyée dans la partie secondaire des générateurs de vapeur à l'intérieur du circuit ARE, de sorte que l'eau d'alimentation circule en boucle fermée dans le circuit secondaire. Cette eau d'alimentation transporte des oxydes dus à son action d'érosion et de corrosion sur les différents matériaux rencontrés lors de son parcours dans le circuit secondaire. L'eau d'alimentation renferme surtout des quantités importantes d'oxydes de fer, en particulier de la magnétite, ainsi que du cuivre. L'eau d'alimentation en circulation renferme également des impuretés et des sels. La concentration en sel de l'eau d'alimentation modifie sa courbe de saturation. II peut en outre se produire une concentration des polluants contenus dans l'eau d'alimentation.
Les matières transportées par l'eau d'alimentation sont amenées à se déposer naturellement dans les zones où les vitesses de circulation du fluide sont faibles ou s'annulent ou dans les zones où les températures sont élevées.
Les zones de dépôt privilégiées du circuit secondaire des réacteurs nucléaires sont situées en majeure partie dans la partie secondaire des générateurs de vapeur.
Après une certaine durée de fonctionnement du générateur de vapeur, les dépôts dans la partie secondaire du générateur de vapeur peuvent rendre ce générateur de vapeur totalement inutilisable.
On a proposé d'effectuer un traitement chimique du générateur de vapeur en introduisant à l'intérieur de la partie secondaire, une solution d'attaque chimique susceptible de dissoudre et d'éliminer les dépôts dans la partie secondaire du générateur de vapeur.
Suivant la nature de la solution chimique de nettoyage, il est nécessaire de maintenir cette solution chimique d'attaque à une température déterminée à l'intérieur de la partie secondaire du générateur de vapeur.
La solution d'attaque chimique des substances polluantes déposées peut être injectée dans le générateur de vapeur en utilisant les moyens du circuit secondaire utilisés, pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, pour assurer la circulation ou l'évacuation de l'eau d'alimentation du générateur de vapeur. Cependant, lorsqu'on utilise les moyens du circuit secondaire, il est nécessaire de respecter certaines exigences en ce qui concerne la protection des éléments constitutifs du circuit secondaire et la disponibilité de ces éléments constitutifs.
Jusqu'ici, on n'a jamais proposé de méthode pour effectuer le nettoyage chimique de la partie secondaire d'un générateur de vapeur qui permette de respecter toutes les exigences imposées par les conditions d'exploitation et de sauvegarde des éléments du circuit secondaire.
Le but de l'invention est de proposer un procédé de nettoyage par dissolution de substances polluantes, de la partie secondaire d'un générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression, le réacteur nucléaire comportant;
- un circuit de refroidissement primaire dans lequel circule l'eau sous pression de refroidissement du réacteur et sur lequel est placé le générateur de vapeur qui comporte une enveloppe externe et, à l'intérieur de l'enveloppe externe, une partie primaire dans laquelle circule l'eau sous pression de refroidissement du réacteur et une partie secondaire dans laquelle circule de l'eau d'alimentation dont le générateur de vapeur assure la vaporisation, la partie primaire étant séparée de la partie secondaire par une paroi d'échange comportant les parois des tubes d'un faisceau du générateur de vapeur disposé dans une partie de l'enveloppe externe délimitant la partie secondaire du générateur de vapeur entourant le faisceau,
- un premier circuit d'amenée d'eau d'alimentation dans la partie secondaire du générateur de vapeur ou circuit d'alimentation normal du générateur de vapeur,
- un second circuit d'amenée d'eau dans la partie secondaire du générateur de vapeur constituant le circuit d'alimentation de secours du générateur de vapeur,
- un circuit de purge de la partie secondaire du générateur de vapeur, et
- un circuit de refroidissement de l'eau sous pression du circuit primaire, ce procédé de nettoyage pouvant être mis en oeuvre de manière à réaliser un nettoyage efficace de la partie secondaire du générateur de vapeur, tout en respectant les prescriptions relatives à la disponibilité à l'intégrité des circuits du réacteur nucléaire.
- un circuit de refroidissement primaire dans lequel circule l'eau sous pression de refroidissement du réacteur et sur lequel est placé le générateur de vapeur qui comporte une enveloppe externe et, à l'intérieur de l'enveloppe externe, une partie primaire dans laquelle circule l'eau sous pression de refroidissement du réacteur et une partie secondaire dans laquelle circule de l'eau d'alimentation dont le générateur de vapeur assure la vaporisation, la partie primaire étant séparée de la partie secondaire par une paroi d'échange comportant les parois des tubes d'un faisceau du générateur de vapeur disposé dans une partie de l'enveloppe externe délimitant la partie secondaire du générateur de vapeur entourant le faisceau,
- un premier circuit d'amenée d'eau d'alimentation dans la partie secondaire du générateur de vapeur ou circuit d'alimentation normal du générateur de vapeur,
- un second circuit d'amenée d'eau dans la partie secondaire du générateur de vapeur constituant le circuit d'alimentation de secours du générateur de vapeur,
- un circuit de purge de la partie secondaire du générateur de vapeur, et
- un circuit de refroidissement de l'eau sous pression du circuit primaire, ce procédé de nettoyage pouvant être mis en oeuvre de manière à réaliser un nettoyage efficace de la partie secondaire du générateur de vapeur, tout en respectant les prescriptions relatives à la disponibilité à l'intégrité des circuits du réacteur nucléaire.
Dans ce but:
- on injecte une solution chimique de nettoyage dans la partie secondaire du générateur de vapeur par l'un des circuits d'injection suivants : circuit d'alimentation normal, circuit d'alimentation de secours et circuit de purge du générateur de vapeur, à l'aide d'une pompe d'injection de réactif placée en dérivation sur une canalisation du circuit d'injection,
- on effectue le rinçage à l'eau du circuit d'injection,
- on maintient la solution de nettoyage dans la partie secondaire du générateur de vapeur, à une température déterminée, par circulation d'eau de refroidissement primaire à la température déterminée dans le circuit primaire, et
- on évacue la solution par l'intermédiaire du circuit de purge après dissolution des substances polluantes.
- on injecte une solution chimique de nettoyage dans la partie secondaire du générateur de vapeur par l'un des circuits d'injection suivants : circuit d'alimentation normal, circuit d'alimentation de secours et circuit de purge du générateur de vapeur, à l'aide d'une pompe d'injection de réactif placée en dérivation sur une canalisation du circuit d'injection,
- on effectue le rinçage à l'eau du circuit d'injection,
- on maintient la solution de nettoyage dans la partie secondaire du générateur de vapeur, à une température déterminée, par circulation d'eau de refroidissement primaire à la température déterminée dans le circuit primaire, et
- on évacue la solution par l'intermédiaire du circuit de purge après dissolution des substances polluantes.
Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, en se référant aux figures jointes en annexe, plusieurs modes de mise en oeuvre d'un procédé de nettoyage de la partie secondaire d'un générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et les circuits du réacteur utilisés pour la mise en oeuvre du procédé.
La figure 1 est une vue schématique d'un générateur de vapeur et de circuits d'alimentation du générateur de vapeur pouvant être utilisés pour la mise en oeuvre de l'invention.
La figure 2 est une vue plus complète d'une partie du circuit d'ali- mentation de secours du générateur de vapeur située à l'extérieur de l'enceinte de sécurité du réacteur, le circuit étant utilisé pour la mise en oeuvre du procédé suivant l'invention.
La figure 3 est une vue schématique des circuits de purge des générateurs de vapeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression utilisés pour la mise en oeuvre du procédé de nettoyage suivant l'invention.
La figure 4 est une vue schématique d'un générateur de vapeur et de son circuit de purge utilisé pour l'évacuation de la solution chimique de nettoyage du procédé suivant l'invention.
La figure 5 est une vue schématique d'un générateur de vapeur et d'un circuit d'échantillonnage du réacteur nucléaire utilisé pour mesurer la température de la solution chimique de nettoyage de la partie secondaire du générateur de vapeur, lors de la mise en oeuvre du procédé suivant l'invention.
Sur la figure 1, on a représenté de manière schématique un générateur de vapeur 1 d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression.
Le générateur de vapeur 1 comporte une enveloppe externe de forme globalement cylindrique à axe vertical renfermant le faisceau 3 du générateur de vapeur qui est constitué par des tubes pliés en épingle dont les parties d'extrémité sont fixées dans une plaque tubulaire 4 fixée sur l'enveloppe exteme du générateur de vapeur.
La partie inférieure du générateur de vapeur 1, en-dessous de la plaque tubulaire 4, constitue une boîte à eau 5 en deux parties qui est reliée au circuit primaire du réacteur nucléaire dans lequel circule de l'eau de refroidissement du réacteur à haute température et à haute pression.
L'eau primaire pénétrant dans l'un des compartiments de la boîte à eau est répartie à l'intérieur des tubes du faisceau 3, de telle manière que l'eau de refroidissement primaire circule à l'intérieur des tubes du faisceau 3 entre le premier compartiment, ou compartiment d'entrée, de la boîte à eau et le second compartiment, ou compartiment de sortie, de la boîte à eau.
Autour de la partie supérieure du faisceau 3 est disposé un tore d'alimentation 6 qui est alimenté en eau d'alimentation du générateur de vapeur par une ligne 2 reliée à une tubulure de traversée de l'enveloppe du générateur de vapeur 1.
L'eau d'alimentation du générateur de vapeur s'écoule tout d'abord de haut en bas à la périphérie du faisceau, pénètre dans le faisceau audessus de la plaque tubulaire 4 puis s'élève le long des tubes du faisceau.
L'eau d'alimentation s'échauffe au contact de la surface des tubes du faisceau par échange thermique avec l'eau primaire circulant dans les tubes puis se vaporise. La vapeur produite est asséchée dans la partie supérieure du générateur de vapeur, au-dessus du faisceau 3 et envoyée à la turbine de la centrale nucléaire.
Une partie de la vapeur se condense dans les étages de la turbine dans lesquels elle est récupérée sous forme de purge. La vapeur résiduelle à la sortie du dernier étage de la turbine est refroidie et condensée dans un condenseur dans lequel l'eau d'alimentation obtenue par condensation de la vapeur est récupérée par un circuit d'alimentation normal du générateur de vapeur, ou circuit ARE, qui recueille également les purges des différents étages de la turbine.
Sur la figure 1, on a représenté la partie aval du circuit 8 d'alimentation normal du générateur de vapeur (circuit ARE), cette partie aval du circuit ARE 8 étant reliée à la conduite 2 reliée au tore d'alimentation 6 du générateur de vapeur.
On a également représenté de manière schématique sur la figure 1, une partie de l'enceinte de sécurité 7 du réacteur nucléaire dans laquelle est confiné le circuit primaire du réacteur nucléaire comprenant les générateurs de vapeur tels que le générateur de vapeur 1.
On a également représenté sur la figure 1, la partie aval d'un second circuit 10 d'alimentation du générateur de vapeur qui constitue un circuit d'alimentation de secours, appelé circuit ASG.
Enfin, on a représenté sur la figure 1 la partie aval d'un circuit 9 permettant d'injecter des réactifs dans la conduite d'alimentation 2 du générateur de vapeur ou dans le circuit ASG, le circuit 9 étant appelé circuit d'injection des réactifs (SIR).
Les parties aval du premier circuit d'alimentation 8 ou circuit d'alimentation normal, du second circuit ou circuit d'alimentation de secours 10 du générateur de vapeur et du circuit d'injection des réactifs 9 sont toutes reliées à la conduite 2 d'alimentation du générateur de vapeur reliée au tore d'alimentation 6.
Les canalisations constituant les parties aval des circuits 8, 9 et 10 traversent de manière étanche l'enceinte de sécurité 7 du réacteur nucléaire.
La partie de récupération des purges et de l'eau du condenseur par le circuit d'alimentation normal 8 du générateur de vapeur 1 qui n'a pas été représentée se trouve à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 7. Sur la ligne d'alimentation du circuit d'alimentation normal 8 reliée à la conduite d'alimentation 2 sont disposés deux clapets 11a et îîb, à l'extérieur et à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 7, respectivement. Les clapets Il a et Il b sont des clapets anti-retour évitant le refoulement de l'eau d'alimentation vers la partie de refoulement des pompes assurant l'aspiration de l'eau dans le condenseur et dans les purges des étages de la turbine.
Le circuit d'injection des réactifs 9 comporte également un clapet anti-retour 13 à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 7 permettant d'éviter le refoulement de réactif vers la pompe du circuit d'injection. Le circuit d'injection des réactifs permet en particulier d'injecter dans l'eau d'alimentation introduite dans la partie secondaire du générateur de vapeur 1 des réactifs de traitement de l'eau d'alimentation permettant d'ajuster sa qualité chimique et par exemple les bases permettant d'ajuster le pH de l'eau d'alimentation dans la partie secondaire du générateur de vapeur.
Les générateurs de vapeur du réacteur nucléaire assurent le refroidissement de l'eau sous pression circulant dans le circuit primaire qui assure elle-même le refroidissement du coeur du réacteur. Pour assurer la sécurité de fonctionnement du réacteur nucléaire, il est donc nécessaire que le générateur de vapeur soit alimenté de manière continue avec un débit suffisant d'eau d'alimentation, pour assurer le refroidissement de l'eau circulant dans le circuit primaire. Dans le cas où le débit d'alimentation de la partie secondaire du générateur de vapeur dans le circuit d'alimentation normal devient insuffisant ou s'annule, par exemple lors d'une phase tran sitoire du fonctionnement du générateur de vapeur ou encore au démarrage du générateur de vapeur, il est nécessaire d'assurer une alimentation auxiliaire ou subsidiaire du générateur de vapeur.
Le circuit d'alimentation de secours ASG 10 qui est relié, dans sa partie aval, à la conduite d'alimentation 2, comporte des moyens permettant d'alimenter en eau la partie secondaire du générateur de vapeur1 pendant les phases où le circuit d'alimentation normal n'assure pas l'alimentation ou une alimentation suffisante de la partie secondaire du générateur de vapeur.
Comme il est visible sur les figures 1 et 2, le circuit d'alimentation de secours 10 du générateur de vapeur 1 comporte une bâche 12 qui est remplie d'eau et qui comporte une conduite de soutirage 14 à laquelle sont reliées les parties d'aspiration d'un ensemble de pompes 15 du circuit d'alimentation de secours.
Les parties de refoulement des pompes 15 sont reliées, par l'intermédiaire de vannes d'isolement 17, à une ligne d'alimentation 16 du circuit
ASG reliée à la conduite d'alimentation 2, à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 7 du réacteur nucléaire, avec interposition de clapets anti-retour 1 8a et 1 8b disposés respectivement à l'extérieur et à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 7.
ASG reliée à la conduite d'alimentation 2, à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 7 du réacteur nucléaire, avec interposition de clapets anti-retour 1 8a et 1 8b disposés respectivement à l'extérieur et à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 7.
Selon l'invention, on peut utiliser le circuit d'alimentation de secours des générateurs de vapeur pour réaliser le nettoyage d'un générateur de vapeur quelconque de la centrale tel que le générateur de vapeur 1.
On a représenté sur les figures 1 et 2, à l'intérieur d'un rectangle 19 en pointillés les éléments permettant d'adapter le circuit d'alimentation de secours ASG 10 pour réaliser le nettoyage de la partie secondaire du générateur de vapeur.
Ces éléments comportent en particulier une conduite 20 d'injection de solution chimique de nettoyage dans la ligne d'alimentation 16 du circuit
ASG 10.
ASG 10.
La conduite d'injection 20 est raccordée à la ligne d'alimentation du circuit ASG 10 en un point situé à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 7 du
réacteur nucléaire et l'ensemble des éléments utilisés pour mettre en oeuvre
le procédé de nettoyage suivant l'invention est disposé à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 7.
réacteur nucléaire et l'ensemble des éléments utilisés pour mettre en oeuvre
le procédé de nettoyage suivant l'invention est disposé à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 7.
Sur la conduite d'injection 20 sont disposées une pompe d'injection 21 et une vanne d'isolement 22.
De plus, un clapet anti-retour 23 est intercalé sur la ligne d'alimentation 16 du circuit ASG, entre l'embranchement de la conduite d'injection 20 et les conduites de refoulement des pompes 15 du circuit ASG sur lesquelles sont disposées les vannes d'isolement 17. On évite ainsi tout risque de refoulement de la solution chimique de nettoyage vers les pompes 15 du circuit ASG.
Comme il est visible sur la figure 2, la conduite d'injection de solution chimique de nettoyage 20 est reliée d'une part à la conduite de soutirage 14 de la bâche ASG 12, avec interposition d'une vanne d'isolement 24, et d'autre part à un réservoir 25 dans lequel on peut introduire une solution chimique de nettoyage de la partie secondaire du générateur de vapeur, par l'intermédiaire d'une conduite d'alimentation 26 sur laquelle est disposée une vanne d'isolement 27.
A titre de variante, la conduite d'injection 20 de liquide de nettoyage pourrait être raccordée au circuit d'injection de réactif 9, à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 7, de manière que l'injection de la solution chimique de nettoyage dans le générateur de vapeur 1 soit réalisée par l'intermédiaire du circuit d'injection de réactif SIR.
La conduite d'injection 20 pourrait être également reliée à la ligne d'alimentation du circuit d'alimentation principal ARE, en amont du clapet anti-retour il a, à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 7.
A titre de variante également, comme représenté sur la figure 3, I'in- jection de la solution chimique de nettoyage à l'intérieur de la partie secondaire du générateur de vapeur 1 peut être réalisée par l'intermédiaire du circuit de purge des générateurs de vapeur du réacteur nucléaire.
Sur la figure 3, on a représenté le circuit de purge du générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression désigné de manière générale par le repère 27 qui comporte quatre branches 27a, 27b, 27c et 27d reliées chacune à un générateur de vapeur du réacteur nucléaire tel que le générateur de vapeur 1 représenté sur la figure 3. Le circuit de purge 27 est un circuit de purge d'un réacteur nucléaire dont le circuit primaire comporte quatre boucles qui comprennent chacune un générateur de vapeur.
Chacune des branches telles que 27a du circuit de purge 27 comporte une conduite de vidange reliée à la partie secondaire du générateur de vapeur dans une zone située légèrement au-dessus de la plaque tubulaire 4 du générateur de vapeur.
Les quatre conduites de vidange 27a, 27b, 27c, 27d sont reliées à une ligne de vidange 28 traversant l'enceinte de sécurité 7 du réacteur nucléaire, avec interposition de vannes d'arrêt 29. La ligne de purge 28 sur laquelle est disposée, à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 7, une vanne d'arrêt motorisée 30 est reliée aux différents éléments du circuit de purge situés à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 7. Ces éléments qui ne sont pas représentés sur la figure 3 comportent en particulier des échangeurs de chaleur assurant le refroidissement de l'eau d'alimentation du générateur de vapeur, des détendeurs, des unités de traitement chimique et une bâche tampon de recueil des purges.
Le circuit 27 de purge des générateurs de vapeur du réacteur nucléaire à eau sous pression peut être utilisé pour réaliser l'injection d'une solution chimique de nettoyage dans la partie secondaire d'un générateur de vapeur.
A cette fin, une ligne d'injection 31 est reliée à la ligne de purge 28 à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 7 et en amont de la vanne motorisée 30.
Sur la ligne d'injection 31 est disposée une pompe d'injection dont la partie d'aspiration est reliée à un réservoir de solution chimique d'une part et à une bâche d'eau de rinçage d'autre part.
Comme il a été indiqué plus haut, l'injection d'une solution chimique de nettoyage dans le générateur de vapeur 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression peut être réalisée par le circuit d'alimentation de secours du générateur de vapeur 10, soit directement, soit par l'intermédiaire du circuit d'injection de réactif 9. L'alimentation de la partie secondaire du générateur de vapeur 1 en solution chimique de nettoyage peut également être réalisée par l'intermédiaire du circuit d'alimentation normal 8 du générateur de vapeur.
Enfin, l'injection de la solution chimique de nettoyage de la partie secondaire du générateur de vapeur 1 peut être effectuée par l'intermédiaire du circuit de purge 27 du réacteur nucléaire.
Dans tous les cas, le procédé de nettoyage suivant l'invention comporte une première phase d'injection d'une solution chimique de nettoyage dans la partie secondaire du générateur de vapeur, en utilisant l'un des circuits mentionnés plus haut. Dans une seconde phase, on effectue le rin çage du circuit ou de la partie de circuit utilisé pour l'injection avec de l'eau prélevée dans une bâche, de manière à rincer à l'eau tous les bras morts du circuit d'injection qui ont été remplis de solution chimique.
On maintient ensuite la solution de nettoyage dans la partie secondaire du générateur de vapeur à une température définie en fonction de la nature de la solution de nettoyage et des substances polluantes dont on effectue la dissolution.
Le maintien en température de la solution de nettoyage à l'intérieur de la partie secondaire du générateur de vapeur est réalisé par échange thermique entre l'eau du circuit primaire circulant à l'intérieur des tubes du faisceau 3 du générateur de vapeur 1 et la solution chimique remplissant la partie secondaire du générateur de vapeur jusqu'à un niveau situé audessus du tore d'alimentation.
La température de l'eau primaire circulant dans les tubes du générateur de vapeur peut être réglée en particulier en utilisant un circuit de refroidissement du réacteur nucléaire pour mise en arrêt à froid du réacteur nucléaire, ce circuit étant appelé circuit RRA.
Après avoir réalisé à la température voulue, la dissolution des substances polluantes de la partie secondaire du générateur de vapeur par la solution chimique, on évacue la solution chimique par l'intermédiaire du circuit de purge 27 des générateurs de vapeur du réacteur nucléaire.
L'opération de nettoyage proprement dite de la partie secondaire du générateur de vapeur par dissolution des substances polluantes dans une solution chimique de nettoyage peut être réalisée en plusieurs phases successives, suivant la nature des substances polluantes.
Dans le cas où les substances polluantes dans la partie secondaire du générateur de vapeur sont constituées par un oxyde de fer tel que la magnétite, la dissolution de la magnétite est réalisée en une seule phase de nettoyage.
Dans le cas où les substances polluantes comportent à la fois des oxydes de fer tels que la magnétite et des composés de cuivre, la dissolution des substances polluantes est réalisée en deux phases, les solutions chimiques utilisées au cours de ces deux phases étant différentes et les températures de maintien de la solution de nettoyage dans la partie secondaire du générateur de vapeur étant également différentes.
Dans tous les cas, après avoir réalisé l'élimination des substances polluantes, on réalise un rinçage à l'eau du générateur de vapeur.
Dans le cas où les substances polluantes contiennent uniquement des oxydes de fer, après le rinçage, on réalise une passivation de la partie secondaire du générateur de vapeur en introduisant, de la même manière que la solution chimique de nettoyage, une solution chimique de passivation à l'intérieur de la partie secondaire. On effectue ensuite un rinçage final de la partie secondaire du générateur de vapeur.
Sur la figure 4, on a représenté le circuit de purge 27 d'un réacteur nucléaire tel qu'il peut être utilisé pour réaliser la vidange de la partie secondaire du générateur de vapeur à l'issue d'une opération de nettoyage par dissolution de substances polluantes par une solution chimique.
En aval de la vanne d'arrêt motorisée 30, le circuit de vidange est relié à une unité de réfrigération 34 dont la partie de sortie est reliée à l'aspiration d'une pompe 32.
La partie de refoulement de la pompe est reliée, par l'intermédiaire d'une vanne de réglage et d'un compteur volumétrique, à une capacité 33 de stockage de la solution de nettoyage.
A l'issue d'une opération de nettoyage au cours de laquelle on réalise la dissolution des substances polluantes dans la partie secondaire du générateur de vapeur 1 par une solution chimique d'attaque, on met en service le circuit de purge 27 pour réaliser la vidange du générateur de vapeur, en ouvrant les vannes d'arrêt voulues et en mettant en fonctionnement la pompe 32.
La solution de nettoyage renfermant les substances polluantes dissoutes est refroidie dans l'unité de réfrigération 31 et refoulée dans la capacité de stockage 33 après refroidissement.
Comme il sera expliqué plus loin, suivant la nature de la solution chimique de nettoyage utilisée, la température de la solution chimique dans la partie secondaire du générateur de vapeur doit être maintenue à une valeur déterminée permettant de réaliser la dissolution des substances polluantes avec le maximum d'efficacité.
La température de la partie secondaire du générateur de vapeur doit être contrôlée et le réglage de cette température à un niveau supérieur à 90"C peut être effectué par échange thermique avec le fluide primaire dont la température est elle-même réglée par le circuit de refroidissement à l'arrêt du réacteur nucléaire.
II est donc nécessaire de mesurer la température dans la partie secondaire du générateur de vapeur.
Sur la figure 5, on a représenté les moyens utilisés pour réaliser la prise de température dans la partie secondaire du générateur de vapeur 1.
Pour effectuer la mesure de température, on utilise un circuit du réacteur nucléaire utilisé de manière générale pour effectuer différentes mesures sur le fluide de la partie secondaire du générateur de vapeur, appelé circuit d'échantillonnage nucléaire (REN). Le circuit REN 39 comporte une première ligne 35 reliée à une ligne 27a du circuit de purge 27 du générateur de vapeur et une ligne 36 reliée à la partie secondaire du générateur de vapeur par l'intermédiaire de la ligne d'alimentation du circuit d'alimentation normal du générateur de vapeur.
Une pompe 37 et un dispositif de mesure de température 38 sont placés sur une branche en dérivation entre les lignes 35 et 36. La pompe 37 permet de mettre en circulation le liquide contenu dans la partie secondaire du générateur de vapeur, entre la partie inférieure au-dessus de la plaque tubulaire, et la partie supérieure du faisceau. On effectue ainsi sur le liquide prélevé dans la partie secondaire du générateur de vapeur et mis en circulation, une mesure de température représentative de la température moyenne dans la partie secondaire du générateur de vapeur.
On pourrait également effectuer une mesure de température dans une ligne en dérivation entre la ligne de purge 27a du générateur de vapeur et la ligne d'alimentation du circuit d'alimentation de secours reliée à la partie secondaire du générateur de vapeur.
On peut également effectuer des essais de corrosion de matériau soumis à la solution de nettoyage, dans la branche en dérivation dans laquelle on effectue la mesure de température. On peut ainsi vérifier l'innocuité des solutions chimiques utilisées vis-à-vis des éléments de la partie secondaire du générateur de vapeur et effectuer différentes mesures électrochimiques suivies de mesures de vitesse de corrosion ou des dosages tels que des mesures de pH ou des dosages d'ions ou de substances contenues dans la solution.
La solution chimique utilisée pour le nettoyage d'un générateur de vapeur par dissolution de substances polluantes déposées dans la partie secondaire du générateur de vapeur et principalement constituées par des oxydes de fer renferme des réactifs qui sont constitués soit par des acides organiques, soit par des agents chélatants.
Dans le cas où l'on réalise l'élimination du cuivre, la solution chimique qui est introduite dans la partie secondaire du générateur de vapeur est modifiée en particulier en ajoutant un agent oxydant à la solution de nettoyage.
Dans le cas où les substances polluantes ne renferment pas de cuivre, à la suite de la dissolution et de l'élimination des oxydes de fer et en particulier de la magnétite, on réalise une passivation des éléments de la partie secondaire du générateur de vapeur en utilisant soit un acide organique, soit un agent réducteur basique.
Un premier procédé connu de nettoyage des générateurs de vapeur utilise, pour l'élimination des substances polluantes constituées par des oxydes de fer, de zinc, de plomb et des sels de calcium, une solution de nettoyage renfermant de l'acide gluconique et de l'acide citrique monohydraté dont le pH est ajusté par ajout d'ammoniaque à une valeur voisine de 3,3 (valeur à 25"C). La solution de nettoyage renferme en plus un inhibiteur et le nettoyage par dissolution des oxydes est effectuée à une température voisine de 85"C.
Selon ce procédé1 lorsque les substances polluantes renferment du cuivre, on utilise la solution de nettoyage de dissolution d'oxydes dont le pH est maintenu à une valeur de 10 et la température maintenue à une valeur proche de 50"C. On effectue l'oxydation du cuivre par bullage d'air ou d'oxygène dans la solution ou addition de péroyxde d'hydrogène H202 à la solution.
Pour effectuer la phase de passivation, on utilise de l'acide citrique monohydraté dont le pH à 25"C est maintenu à une valeur de 3,5 à 4 par ajout de monoéthanolamine (MEA). On ajoute un inhibiteur à la solution de passivation, cet inhibiteur pouvant être constitué par du butyne diol 14 ne contenant pas de soufre.
Après chacune des phases d'élimination d'oxydes ou d'élimination de cuivre, on effectue un rinçage à l'eau de la partie secondaire du générateur de vapeur.
Le nettoyage est effectué en injectant les solutions de dissolution des oxydes ou du cuivre, ou la solution de passivation, dans la partie secondaire du générateur de vapeur, par l'intermédiaire de l'un des circuits d'alimentation normale ou de secours du générateur de vapeur ou par le circuit de purge.
Les phases de rinçage sont réalisées avec de l'eau déminéralisée qui est prélevée dans la bâche du circuit d'alimentation de secours ASG.
Les solutions chimiques introduites dans la partie secondaire du générateur de vapeur peuvent être préchauffée, pour éviter les chocs thermiques au contact des éléments de la partie secondaire du générateur de vapeur.
Bien que le procédé de nettoyage suivant l'invention puisse être mis en aeuvre en utilisant les solutions chimiques mentionnées plus haut, il est préférable d'utiliser un second procédé chimique qui sera décrit ci-après.
Lorsqu'on effectue le nettoyage de l'ensemble des générateurs de vapeur d'une centrale nucléaire, par exemple des quatre générateurs de vapeur d'un réacteur nucléaire à quatre boucles d'une puissance de 1300
MW, les opérations pour chacun des générateurs de vapeur sont décalées dans le temps, de manière à pouvoir disposer des circuits d'injection des solutions chimiques utilisées, successivement pour chacun des générateurs de vapeur et de manière également à respecter les consignes de sécurité relatives aux possibilités de refroidissement du réacteur nucléaire à tout instant par les liquides contenus dans les générateurs de vapeur.
MW, les opérations pour chacun des générateurs de vapeur sont décalées dans le temps, de manière à pouvoir disposer des circuits d'injection des solutions chimiques utilisées, successivement pour chacun des générateurs de vapeur et de manière également à respecter les consignes de sécurité relatives aux possibilités de refroidissement du réacteur nucléaire à tout instant par les liquides contenus dans les générateurs de vapeur.
Selon le mode de réalisation préférentiel du procédé chimique de nettoyage, la phase d'élimination des oxydes de fer et en particulier de la magnétite Fe304 contenus dans les substances polluantes de la partie secondaire du générateur de vapeur est réalisée avec une solution renfermant un complexant qui est de préférence l'acide éthylènediaminetétraacétique (EDTA), dans une proportion de 10 %,
- un agent réducteur qui est de préférence 'hydrazine N2H4, dans une proportion de 1 %,
- un inhibiteur de corrosion qui peut être le CCI 801 de la société
PETROLITE, dans une proportion de 1 %, et
- une base qui peut être de l'ammoniaque dans une proportion suffisante pour fixer le pH à une valeur voisine de 8.
- un agent réducteur qui est de préférence 'hydrazine N2H4, dans une proportion de 1 %,
- un inhibiteur de corrosion qui peut être le CCI 801 de la société
PETROLITE, dans une proportion de 1 %, et
- une base qui peut être de l'ammoniaque dans une proportion suffisante pour fixer le pH à une valeur voisine de 8.
La phase d'élimination de la magnétite est réalisée à une température de 140"C qui est maintenue dans la partie secondaire du générateur de vapeur renfermant la solution de nettoyage, par circulation d'eau à 140"C dans le circuit primaire du générateur de vapeur. La température de l'eau de refroidissement dans le circuit primaire est réglée de préférence en utilisant le circuit RRA du réacteur nucléaire.
Le générateur de vapeur qui est pratiquement plein d'eau d'alimentation, renferme, lors de la mise en arrêt à chaud du réacteur nucléaire, un volume d'eau d'alimentation de 140 m3.
Dans une première phase du nettoyage de la partie secondaire du générateur de vapeur, on réalise une vidange de l'eau secondaire du générateur de vapeur par le circuit de purge, jusqu'à obtenir un niveau d'eau dans le générateur de vapeur nettement en-dessous du tore d'alimentation le volume résiduel d'eau d'alimentation est alors de l'ordre de 90 m3.
On réalise alors l'injection de la solution chimique de nettoyage utilisée pour la dissolution des oxydes de fer et principalement de la magnétite, par l'un des circuit d'alimentation du générateur de vapeur ou par le circuit de purge. Après injection de la solution chimique de dissolution des oxydes de fer et rinçage du circuit d'injection, le niveau du liquide dans la partie secondaire du générateur de vapeur se situe entre le sommet du faisceau de tubes et le tore d'alimentation ; le volume total de liquide dans la partie secondaire du générateur de vapeur est alors de l'ordre de 100 m3.
La température de la solution chimique dans la partie secondaire du générateur de vapeur est maintenue à une valeur de 140"C, la solution de nettoyage remplissant le générateur de vapeur recouvre pratiquement le faisceau de tubes du générateur de vapeur. La solution chimique de dissolution de la magnétite est maintenue dans la partie secondaire du générateur de vapeur jusqu'au temps T = 10 heures, I'origine des temps correspondant au début de la première vidange du générateur de vapeur.
On réalise alors une vidange complète du générateur de vapeur par la ligne de purge qui permet de récupérer la solution d'attaque et les oxydes dissous dans un réservoir de stockage.
On peut réaliser éventuellement une vidange gravitaire de la partie secondaire du générateur de vapeur par le circuit de purge mais cette solu tion qui présente l'avantage de la simplicité peut demander un temps d'exécution très long. Il est possible d'augmenter le débit de vidange en introduisant dans la partie supérieure du générateur de vapeur de l'azote sous pression. La solution d'attaque à 140 à l'intérieur de la partie secondaire du générateur de vapeur est à une pression de l'ordre de 3,5 bars et l'introduction d'azote sous pression est destinée à augmenter le niveau de la pression au-dessus de 3,5 bars.
De préférence, comme il est visible sur la figure 4, on peut utiliser une pompe (repère 32) sur la ligne de vidange. La meilleure solution consiste à réaliser à la fois la mise en pression de la partie secondaire du générateur de vapeur et le pompage dans la ligne de purge.
On peut ainsi réaliser la vidange de la partie secondaire du générateur de vapeur en trois heures (de T = 10 heures à T = 13 heures).
On réalise ensuite le rinçage complet du faisceau par remplissage de la partie secondaire du générateur de vapeur par de l'eau déminéralisée prélevée dans la bâche du circuit ASG jusqu'à un niveau permettant de recouvrir tout le faisceau.
L'eau est maintenue à une température qui peut être de 140"C ou de l'ordre de 93"C dans la partie secondaire du générateur de vapeur suivant les traitements effectués dans les autres générateurs de vapeur.
On réalise ensuite la vidange du générateur de vapeur par le circuit de purge, puis on remplit à nouveau d'eau déminéralisée la partie secondaire du générateur de vapeur et on injecte, par l'un des circuits d'alimentation du générateur de vapeur ou par le circuit de purge, le réactif de passivation, dans le générateur de vapeur rempli d'eau.
La partie secondaire du générateur de vapeur et la solution de passivation sont maintenues à une température de 93"C.
Après passivation de la partie secondaire du générateur de vapeur, on peut être amené à réaliser une vidange puis un rinçage final de la partie secondaire du générateur de vapeur, selon les caractéristiques chimiques de l'eau secondaire après passivation.
Dans le cas où les substances polluantes déposées dans la partie secondaire du générateur de vapeur renferment du cuivre, on réalise dans un premier temps de la même manière que décrit précédemment, I'élimination de la magnétite. On refroidit la partie secondaire du générateur de vapeur de manière à faire descendre sa température de 140"C à une tempé rature de l'ordre de 40"C et généralement comprise entre 32 et 43"C ; lors de cette descente en température, on réalise une vidange et un rinçage à l'eau déminéralisée de la partie secondaire du générateur de vapeur. A l'issue de la descente en température on remplit d'eau la partie secondaire du générateur de vapeur et on injecte dans celleci, par un circuit d'alimentation du générateur de vapeur ou par le circuit de purge, le réactif de décuivrage. On effectue le rinçage du circuit d'injection de réactif de décuivrage.
On réalise le décuivrage par le réactif à une température correspondant au palier bas à l'issue de la descente en température.
A l'issue du décuivrage d'une durée totale de l'ordre de 12 heures, on réalise une vidange de la partie secondaire du générateur de vapeur et un ou plusieurs rinçage à l'eau déminéralisée. La passivation est réalisée pendant la phase de décuivrage, si bien que, dans ce cas, on n'effectue pas de phase de passivation nécessitant l'introduction d'une solution chimique particulière dans la partie secondaire du générateur de vapeur.
Dans tous les cas, le procédé suivant l'invention permet de réaliser les différentes phases successives du nettoyage en utilisant les circuits existants du réacteur nucléaire de manière optimale et sans risque de pollution par la solution chimique d'élément de ces circuits.
Après avoir réalisé l'injection, on réalise un rinçage des circuits en utilisant de l'eau déminéralisée prélevée dans la bâche du circuit ASG, d'une manière telle qu'on puisse rincer efficacement toutes les parties des circuits utilisées et en particulier les bras morts de ces circuits qui sont situés au niveau des embranchements.
D'autre part1 I'utilisation des circuits du réacteur nucléaire est réalisée de telle manière que les conditions d'exploitation et de sécurité sont respectées.
Dans le cas où l'on réalise successivement le nettoyage de plusieurs générateurs de vapeur, les différentes phases du nettoyage sont conduites de manière à maintenir dans l'ensemble des générateur de vapeur une masse d'eau suffisante pour qu'on remplisse les conditions de sécurité en ce qui concerne les capacités de refroidissement du réacteur nucléaire.
Par exemple, dans le cas d'un réacteur nucléaire à quatre boucles comportant quatre générateurs de vapeur, pendant toutes les opérations de nettoyage des générateurs de vapeur, au moins deux générateurs de vapeur sont constamment remplis de liquide pouvant servir au refroidissement du réacteur nucléaire.
Bien entendu, l'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrit.
C'est ainsi que les phases successives du nettoyage peuvent être des phases différentes des phases de dissolution des oxydes de fer, de dissolution des composés du cuivre et de passivation qui ont été décrites cidessus.
Les solutions chimiques utilisées pour ces différentes phases peuvent être différentes de celles qui ont été décrites.
Les circuits du réacteur nucléaire utilisés pour l'injection des solutions chimiques et éventuellement de l'eau de rinçage peuvent être légèrement modifiés de manière à permettre une meilleure mise en oeuvre du procédé de nettoyage suivant l'invention.
L'invention s'applique à tout réacteur nucléaire refroidi par de l'eau comportant un circuit primaire sur lequel sont disposés des générateurs de vapeur et un ensemble de circuits secondaires d'alimentation et de purge des générateurs de vapeur.
Claims (10)
1.- Procédé de nettoyage par dissolution de substances polluantes de la partie secondaire d'un générateur de vapeur (1) d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression, le réacteur nucléaire comportant:
- un circuit de refroidissement primaire dans lequel circule l'eau sous pression de refroidissement du réacteur et sur lequel est placé le générateur de vapeur (1) qui comporte une enveloppe externe et, à l'intérieur de l'enveloppe externe, une partie primaire dans laquelle circule l'eau sous pression de refroidissement du réacteur et une partie secondaire dans laquelle circule de l'eau d'alimentation dont le générateur de vapeur assure la vaporisation, la partie primaire étant séparée de le partie secondaire par une paroi d'échange comportant les parois de tube d'un faisceau (3) du générateur de vapeur disposé dans une partie de l'enveloppe externe délimitant la partie secondaire du générateur de vapeur entourant le faisceau (3),
- un premier circuit (8) d'amenée d'eau d'alimentation dans la partie secondaire du générateur de vapeur, ou circuit normal d'alimentation,
- un second circuit (10) d'amenée d'eau d'alimentation dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1), appelé circuit d'alimentation de secours du générateur de vapeur,
- un circuit de purge (27) de la partie secondaire du générateur de vapeur (1), caractérisé par le fait:
- qu'on injecte une solution chimique dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1) par l'un des circuits suivants : circuit d'alimentation normal (8) du générateur de vapeur (1), circuit d'alimentation de secours (10) du générateur de vapeur (1), circuit de purge (27) du générateur de vapeur, à l'aide d'une pompe d'injection de réactif (21) placée en dérivation sur une canalisation du circuit d'injection,
- qu'on effectue le rinçage à l'eau du circuit d'injection (8, 10, 27),
- qu'on maintient la solution chimique dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1) à une température déterminée, par circulation d'eau de refroidissement primaire à la température déterminée dans le circuit primaire, et
- qu'on évacue la solution chimique par l'intermédiaire du circuit de purge (27), après dissolution des substances polluantes de la partie secondaire du générateur de vapeur (1).
2.- Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait qu'on prélève à l'aide de la pompe d'injection (21) la solution chimique dans un réservoir de solution chimique (25) placé en dérivation sur le circuit d'injection (8, 10, 27).
3.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait qu'on effectue le rinçage du circuit d'injection avec de l'eau déminéralisée prélevée dans une bâche de stockage d'eau du circuit d'alimentation de secours (10) du générateur de vapeur.
4.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé par le fait qu'on réalise une mesure de la température dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1), en faisant circuler du liquide prélevé dans la partie secondaire (1) du générateur de vapeur dans une ligne de mesure intercalée entre le circuit de purge (27) et l'un des circuits d'alimentation normale (8) et d'alimentation de secours (10) du générateur de vapeur (1).
5.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que la solution chimique est injectée dans le circuit d'alimentation de secours du générateur de vapeur, par l'intermédiaire d'un circuit (9) d'injection de réactif du réacteur nucléaire.
6.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé par le fait qu'on réalise successivement, dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1), la dissolution d'oxydes de fer et en particulier de magnétite Fe304 déposés dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1), le rinçage et la passivation de la partie secondaire du générateur de vapeur (1), la dissolution des oxydes de fer étant réalisée par injection dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1) d'une première solution chimique avec maintien à une première température dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1), la passivation étant réalisée par injection d'une seconde solution chimique et maintien de la partie secondaire du générateur de vapeur à une seconde température et le rinçage étant effectué en injectant dans la partie secondaire du générateur de vapeur de l'eau déminéralisée.
7.- Procédé suivant la revendication 6, caractérisé par le fait que la solution chimique injectée pour réaliser la dissolution des oxydes de fer dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1) contient un complexant tel que l'acide éthylènediaminetétraacétique (EDTA), un agent réducteur tel que l'hydrazine N2H4, un inhibiteur de corrosion et une base telle que l'ammoniaque pour maintenir le pH à une valeur voisine de 8, la température de la partie secondaire du générateur de vapeur (1) étant maintenue à une valeur voisine de 140"C pendant la phase de dissolution des oxydes de fer.
8.- Procédé suivant la revendication 7, caractérisé par le fait que la passivation de la partie secondaire du générateur de vapeur (1) est réalisée à une température voisine de 93"C.
9.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 6, dans le cas où les substances polluantes dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1) renferment, en plus d'oxydes de fer, des composés du cuivre, caractérisé par le fait qu'on réalise dans un premier temps la dissolution et l'élimination des oxydes de fer et dans une seconde phase le décuivrage par introduction dans la partie secondaire du générateur de vapeur (1) d'une solution de décuivrage dans laquelle on introduit un agent oxydant, la température étant maintenue à une troisième valeur.
10.- Procédé suivant la revendication 9, caractérisé par le fait qu'on réalise le décuivrage avec une solution renfermant un complexant tel que l'acide éthylènediaminetétraacétique (EDTA), un agent oxydant tel que le péroxyde d'hydrogène H202 et une base telle que l'ammoniaque, la troisième valeur de la température de maintien étant comprise entre 32 et 43"C.
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Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1223402A1 (fr) * | 2000-12-22 | 2002-07-17 | General Electric Company | Enlevement de dèpôts des conduits des systemes du refoidissement par eau |
| EP1404489A2 (fr) * | 2001-06-20 | 2004-04-07 | Westinghouse Electric Company LLC | Agents de conditionnement du tartre ameliores |
| WO2009066093A1 (fr) * | 2007-11-21 | 2009-05-28 | Epsco Limited | Procédé et appareil pour nettoyer des structures de transfert de chaleur |
| CN102194535A (zh) * | 2010-03-11 | 2011-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 蒸汽发生器二次侧役前水压试验集成系统 |
| US8459277B2 (en) | 2008-12-03 | 2013-06-11 | Dominion Engineering, Inc. | Chemical cleaning method and system with steam injection |
| EP2775012A3 (fr) * | 2013-03-06 | 2015-11-25 | General Electric Company | Passivation de brins de cuivre creux dans un système de refroidissement d'eau de stator |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4610728A (en) * | 1982-10-19 | 1986-09-09 | Ram Natesh | Method and composition for dissolving deposits of magnetite |
| US4632705A (en) * | 1984-03-20 | 1986-12-30 | Westinghouse Electric Corp. | Process for the accelerated cleaning of the restricted areas of the secondary side of a steam generator |
| US5257296A (en) * | 1991-10-25 | 1993-10-26 | Buford Iii Albert C | Steam generator chemical solvent mixing system and method |
-
1997
- 1997-07-01 FR FR9708285A patent/FR2765720B1/fr not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4610728A (en) * | 1982-10-19 | 1986-09-09 | Ram Natesh | Method and composition for dissolving deposits of magnetite |
| US4632705A (en) * | 1984-03-20 | 1986-12-30 | Westinghouse Electric Corp. | Process for the accelerated cleaning of the restricted areas of the secondary side of a steam generator |
| US5257296A (en) * | 1991-10-25 | 1993-10-26 | Buford Iii Albert C | Steam generator chemical solvent mixing system and method |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1223402A1 (fr) * | 2000-12-22 | 2002-07-17 | General Electric Company | Enlevement de dèpôts des conduits des systemes du refoidissement par eau |
| US6554006B2 (en) | 2000-12-22 | 2003-04-29 | General Electric Company | Piping deposit removal from stator water cooling systems |
| EP1404489A2 (fr) * | 2001-06-20 | 2004-04-07 | Westinghouse Electric Company LLC | Agents de conditionnement du tartre ameliores |
| EP1404489A4 (fr) * | 2001-06-20 | 2006-04-05 | Westinghouse Electric Corp | Agents de conditionnement du tartre ameliores |
| WO2009066093A1 (fr) * | 2007-11-21 | 2009-05-28 | Epsco Limited | Procédé et appareil pour nettoyer des structures de transfert de chaleur |
| US8459277B2 (en) | 2008-12-03 | 2013-06-11 | Dominion Engineering, Inc. | Chemical cleaning method and system with steam injection |
| US8999072B2 (en) | 2008-12-03 | 2015-04-07 | Westinghouse Electric Company Llc | Chemical cleaning method and system with steam injection |
| CN102194535A (zh) * | 2010-03-11 | 2011-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 蒸汽发生器二次侧役前水压试验集成系统 |
| EP2775012A3 (fr) * | 2013-03-06 | 2015-11-25 | General Electric Company | Passivation de brins de cuivre creux dans un système de refroidissement d'eau de stator |
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| EP0628969A1 (fr) | Procédé de remise en état d'un échangeur de chaleur de centrale nucléaire |
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| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| TP | Transmission of property | ||
| CA | Change of address | ||
| CD | Change of name or company name | ||
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 19 |
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| ST | Notification of lapse |
Effective date: 20170331 |