FR2803427A1 - Procede et installation d'entreposage de produits irradies et notamment d'assemblages de combustible nucleaire irradies - Google Patents

Abstract

On introduit au moins un produit irradié tel qu'un assemblage de combustible (1) dans un étui métallique (4) délimitant un logement présentant une section transversale adaptée pour loger la section transversale d'un seul produit tel qu'un assemblage de combustible (1). On introduit un gaz neutre dans le logement de l'étui (4) et on ferme le logement de manière étanche au gaz neutre. On place l'étui (4) renfermant l'assemblage de combustible (1) dans un emplacement d'un local d'entreposage par exemple dans un canal (10), l'étui (4) et l'assemblage de combustible (1) étant disposés horizontalement. On met en circulation de l'air de refroidissement (25) au contact de la surface externe du canal (10). On peut surveiller en continu la contamination à l'intérieur du canal (10) dans un espace (31) entourant l'étui (4).

Description

L'invention concerne un procédé et un dispositif d'entreposage à sec dans un local ventilé de produits irradiés et notamment d'assemblages de combustible nucléaire irradiés,.

Dans certains types de réacteur nucléaire, par exemple les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau légère (PWR, BWR) on utilise des assem blages de combustible nucléaire qui sont introduits dans le réacteur nu cléaire dans des positions adjacentes, pour constituer le coeur du réacteur nucléaire. De tels assemblages de combustible comportent des éléments de combustible nucléaire de forme allongée, par exemple à section circulaire qui sont assemblés entre eux dans des dispositions telles que leurs axes longitudinaux soient parallèles, pour constituer des faisceaux d'éléments ou crayons de combustible. Les crayons de combustible sont eux-mêmes cons titués par des tubes de gainage remplis de pastilles d'oxyde tel que de l'oxyde d'uranium enrichi en uranium fissile. Dans le cas des réacteurs nu cléaires refroidis par de l'eau sous pression (PWR), les assemblages et les crayons de combustible présentent une longueur qui correspond à la hau teur du coeur du réacteur nucléaire, cette longueur étant' généralement de l'ordre de 4 m.

Dans le cas des réacteurs nucléaires de type CANDU refroidis par de l'eau lourde, les éléments de combustible nucléaire constitués par des tubes de gainage remplis d'oxydes d'uranium naturel présentent une longueur beaucoup plus faible, de l'ordre de 500 mm, et sont assemblés sous la forme de faisceaux dans lesquels les éléments de combustible sont tous parallèles entre eux, ces assemblages étant appelés grappes. Par la suite, on désignera par le terme "assemblage de combustible nucléaire", aussi bien les assemblages de combustible constitués par des faisceaux de crayons de grande longueur qui sont disposés dans le c#ur du réacteur, suivant toute la hauteur du coeur, dans une disposition verticale, que les as semblages ou grappes de plus faible longueur qui sont placés dans le coeur du réacteur nucléaire, dans une disposition horizontale.

Dans certains types de réacteurs nucléaires, par exemple les réac teurs RBMK, on utilise des assemblages de combustible de grande lon gueur, par exemple 10 mètres, qui comportent, suivant leur longueur, deux parties actives constituées par des crayons de combustible disposés sous forme de faisceaux et des parties de jonction ou de manutention de l'assem blage de combustible.

Un des problèmes qui se pose à l'exploitant de centrales nucléaires est relatif au stockage d'assemblages irradiés qui sont extraits du coeur du réacteur nucléaire, après un certain temps de fonctionnement du réacteur. II est en effet généralement nécessaire d'effectuer un stockage de longue du rée des assemblages de combustible nucléaire, après leur sortie du coeur et après un entreposage temporaire en piscine dans le bâtiment du combusti ble de la centrale nucléaire, de manière à faire décroître leur niveau d'acti vité jusqu'à un niveau permettant leur transport dans une installation telle qu'une installation de réparation, de retraitement, d'entreposage ou de stockage de longue durée.

Un premier type d'entreposage est réalisé en plaçant les assembla ges de combustible dans des râteliers immergés dans l'eau d'une piscine de désactivation et reposant sur le fond de la piscine. Ce type d'entreposage nécessite la construction d'installations coûteuses comportant en particulier une piscine et des moyens de manutention des assemblages de combusti ble. En outre, les frais d'exploitation de telles installations sont également élevés.

On connaît un second type de stockage d'assemblages de combusti ble appelé stockage ou entreposage à sec qui consiste à placer les assem blages de combustible à l'intérieur d'un local d'entreposage, ou silo, ventilé dans lequel les assemblages de combustible sont plongés dans l'air.

Dans l'un et l'autre cas, les assemblages de combustible sont géné ralement placés en position verticale, c'est-à-dire avec leur axe longitudinal dans une direction verticale.

Un problème inhérent à l'entreposage d'assemblages de combustible nucléaire irradiés, outre le problème de la criticité, est relatif à l'évacuation de l'énergie résiduelle dégagée par les assemblages de combustible, sous forme de chaleur. Dans le cas d'un stockage humide, l'énergie résiduelle est absorbée par l'eau de la piscine de stockage et dans le cas d'un entrepo- sage à sec, l'énergie résiduelle des assemblages de combustible sous forme de chaleur est évacuée par l'air de ventilation du local d'entreposage.

On a également proposé, dans le US-4,780,269, un système de stockage à sec d'assemblages de combustible nucléaire irradiés dans lequel on utilise des modules de stockage en béton destinés à recevoir chacun une enveloppe métallique renfermant des assemblages de combustible irradiés qui sont extraits du coeur d'un réacteur nucléaire, introduits à l'intérieur de l'enveloppe métallique et transportés par une unité de transfert, jusqu'aux modules de stockage. Le module de stockage comporte un système de ven tilation permettant de faire circuler de l'air au contact de la surface externe de l'enveloppe métallique renfermant les assemblages de combustible, sans que l'air de refroidissement ne puisse venir en contact avec les assemblages de combustible. L'enveloppe métallique est disposée dans le module, de telle manière que les assemblages de combustible sont en position hori zontale lors de leur entreposage.

L'un des inconvénients de ce système est que l'air de refroidissement circulant dans le module, généralement par circulation naturelle, et rejeté dans l'atmosphère n'est séparé des assemblages de combustible que par une seule paroi constituée par l'enveloppe métallique. Dans le cas de la rupture d'une gaine d'un élément de combustible de l'un des assemblages, des produits radioactifs se répandent à l'intérieur de l'enveloppe métallique et ne sont séparés du circuit d'air de refroidissement s'échappant à l'atmo sphère que par la paroi de l'enveloppe.

En outre, l'enveloppe métallique renferme une pluralité d'assembla ges de combustible qui sont placés de manière juxtaposée. L'évacuation de la chaleur dégagée par les assemblages de combustible par transfert de cette chaleur vers la paroi de l'enveloppe métallique et en conséquence le refroidissement des assemblages de combustible ne sont donc pas réalisés dans les meilleures conditions. La température à l'intérieur de l'enveloppe contenant les assemblages de combustible est généralement voisine de 400 C. En outre, dans le cas d'une fuite sur un élément d'un assemblage de combustible, on ne dispose pas de moyen permettant de repérer l'assem blage de combustible présentant une fuite.

Du fait de la très grande diversité de forme et de dimension des as semblages de combustible nucléaire utilisés dans les différents réacteurs en service, il est également très difficile de concevoir un procédé d'entreposage totalement polyvalent. II peut être nécessaire également de réaliser l'entre posage de déchets activés qui se présentent sous des formes et dimensions très diverses. De tels déchets activés peuvent cependant être conditionnés, par exemple sous la forme de cylindres.

Le but de l'invention est donc de proposer un procédé d'entreposage de produits irradiés et notamment d'assemblages de combustible nucléaire, de forme allongée et ayant une section transversale sensiblement uniforme suivant leur direction longitudinale, dans un local d'entreposage comportant au moins un emplacement d'entreposage d'au moins un produit irradié de forme allongée, en position sensiblement horizontale, refroidi par une circu lation d'air à l'intérieur du local d'entreposage, ce procédé permettant de rendre plus sûres les conditions d'entreposage des assemblages de com bustible et de favoriser le refroidissement et la détection de fuite dans ces assemblages.

Dans ce but - on introduit au moins un produit irradié de forme allongée dans un étui métallique délimitant un logement s'étendant longitudinalement et pré sentant une section transversale adaptée pour loger la section transversale d'un seul produit irradié de forme allongée, - on introduit un gaz neutre dans le logement de l'étui renfermant l'au moins un produit irradié et on ferme le logement de l'étui de manière étan che au gaz neutre, - on place l'étui renfermant le produit irradié à l'emplacement d'entre posage à l'intérieur du local d'entreposage, de manière que l'étui et le pro duit irradié soient disposés avec leur axe longitudinal suivant un axe de l'emplacement d'entreposage de direction sensiblement horizontale, et - on fait circuler de l'air de refroidissement autour de l'emplacement de stockage et de l'étui.

Afin de bien faire comprendre l'invention, on va décrire à titre d'exem ple, en se référant aux figures jointes en annexe, la mise en oeuvre du pro cédé de l'invention, dans le cas de l'entreposage d'assemblages de com bustible déchargés d'un réacteur CANDU.

La figure 1 est une vue en perspective d'une grappe de combustible d'un réacteur CANDU.

La figure 2 est une vue en coupe axiale d'un étui de stockage de grappes irradiées du réacteur CANDU.

La figure 3 est une vue schématique en coupe par un plan vertical d'une partie d'un local d'entreposage de grappes de combustible irradiées, selon le procédé de l'invention.

La figure 4 est une vue de face suivant 4 de la figure 3.

La figure 5 est une vue en coupe transversale d'un canal d'une ins tallation d'entreposage permettant de mettre en oeuvre le procédé suivant l'invention, dans lequel est placé un étui renfermant des grappes de com bustible irradiées.

La figure 6 est une vue en plan d'une partie de l'installation d'entrepo sage de combustible irradié.

La figure 7 est une vue en coupe longitudinale suivant 7-7 de la figure 6.

La figure 8 est une vue schématique d'une partie de l'installation d'entreposage de grappes de combustible irradiées.

Sur la figure 1, on a représenté une grappe de combustible 1 d'un réacteur CANDU qui est constituée par des éléments de combustible 2 de forme cylindrique allongée maintenus par des grilles-entretoises telles que 3, sous la forme d'un faisceau dans lequel les éléments de combustible 2 sont tous parallèles entre eux. Chacun des éléments de combustible 2 est cons titué par un tube en un alliage de zirconium tel que le Zircaloy 4 rempli par des pastilles d'uranium naturel. Les éléments de combustible 2 sont mainte nus dans le faisceau de manière qu'il subsiste un certain espace entre les éléments de combustible, sur toute la longueur de ces éléments. Les éléments de combustible 2 et la grappe 1 présentent générale ment une longueur voisine de 500 mm et la grappe présente un diamètre extérieur de l'ordre de 100 mm.

Une première étape caractéristique du procédé suivant l'invention consiste à placer les grappes (ou assemblages) de combustible qui ont été déchargées du réacteur nucléaire dans des étuis qui sont remplis de gaz neutre et scellés hermétiquement.

Dans le cas d'assemblages de combustible de grande longueur, il peut être nécessaire de tronçonner l'assemblage de combustible puis d'in troduire les tronçons longitudinaux correspondant aux parties actives dans des étuis. Dans le cas de déchets activés, on réalise un conditionnement préalable des déchets pour obtenir des produits de forme standard par exemple cylindriques. Ces opérations et la mise sous étui sont généralement réalisées sur le site de la centrale nucléaire, à proximité du bâtiment du combustible.

Sur la figure 2, on a représenté un étui 4 qui peut être utilisé pour l'entreposage de grappes de combustible 1 déchargées d'un réacteur nu cléaire CANDU.

L'étui 4, qui est réalisé en métal et de préférence en acier inoxydable, présente une forme générale tubulaire et peut être constitué par exemple par un tube central 4a fermé à l'une de ses extrémités par un fond 4b en forme d'ogive soudé à l'extrémité de ce tube 4a. A l'extrémité du tube 4a opposée à l'extrémité fermée par le fond 4b, est fixée par soudage une pièce annulaire 4c ayant une surface extérieure conique usinée intérieurement pour constituer une gorge 5 de réception d'un couvercle 6 de fermeture de l'étui.

Chacun des étuis tubulaires 4 délimite un logement interne de forme cylindrique et d'axe 7 destiné à recevoir des grappes de combustible irra diées.

Les étuis 4 et leur couvercle de fermeture 6 sont livrés à l'atelier de chargement spécialisé situé sur le site de la centrale nucléaire en nombre voulu pour recevoir la charge de combustible extraite du coeur d'un ou de plusieurs réacteurs de la centrale nucléaire. Pour réaliser le chargement d'un étui, l'étui est généralement placé dans une disposition telle que l'axe 7 du logement soit horizontal et on en gage dans le logement qui est fermé à l'une de ses extrémités par le fond 4b et ouvert à sa seconde extrémité, une première grappe de combustible irra dié 1 (représentée en pointillés sur la figure 2), dans la direction de l'axe 7, jusqu'au fond du .logement. On engage ensuite successivement et une par une d'autres grappes 1, de manière à remplir le logement de l'étui 4.

Après remplissage, on met en place et on soude le couvercle 6 par une soudure périphérique 6', à l'intérieur de la gorge 5 de la partie d'extré mité ouverte de l'étui 4. Le couvercle 6 comporte une ouverture centrale et, fixé suivant cette ouverture par un manchon 8', un tube 8 constituant un ajutage par l'intermédiaire duquel on peut réaliser une évacuation de l'air contenu dans le logement de l'étui 4, puis le remplissage du logement de l'étui 4 renfermant les grappes de combustible 1 par un gaz neutre tel que de l'argon, de l'azote ou de l'hélium. Selon une technique bien connue dans la fabrication des éléments de combustible, on ferme l'étui de manière tota lement étanche au gaz neutre, après remplissage en gaz neutre, en réali sant une fusion et une soudure du tube 8.

Dans le cas du chargement et de l'entreposage de grappes de com bustible d'un réacteur CANDU, on utilise par exemple des étuis d'une lon gueur supérieure à 3,5 m dans chacun desquels on place sept grappes de combustible, l'une à la suite de l'autre, dans la direction axiale 7 du logement de l'étui 4. Le diamètre intérieur de la partie tubulaire de l'étui 4 constituant le diamètre du logement est légèrement supérieur au diamètre extérieur des grappes de combustible, un jeu diamétral étant prévu entre les grappes de combustible et la paroi du logement, pour permettre une introduction des grappes de combustible sans risque de coincement.

Bien entendu, les caractéristiques géométriques et dimensionnelles et le mode de chargement des étuis sont adaptées au type d'assemblage de combustible ou, plus généralement, au produit irradié dont on réalise l'entre posage.

Par exemple, dans le cas d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau légère sous pression, les assemblages de combustible qui sont de forme générale parallélépipédique présentent une section carrée ayant un côté d'une longueur voisine de 20 cm et une longueur d'environ 4 m. Dans ce cas, il est préférable de prévoir des étuis permettant de recevoir chacun un seul assemblage de combustible. De manière avantageuse, l'étui peut pré senter un logement ayant une section carrée dont le côté est très légère ment supérieur au côté de la section maximale de l'assemblage de combus tible et dont la longueur totale entre le fond et le couvercle de fermeture est supérieure à la longueur de l'assemblage de combustible.

Dans le cas de l'entreposage de cylindres résultant du conditionne ment de déchets activés, on prévoit des étuis tubulaires cylindriques dans lesquels on peut loger un cylindre ou plusieurs cylindres engagés l'un à la suite de l'autre dans la direction axiale dans l'étui.

Dans tous les cas, la section transversale du logement de l'étui sera prévue de manière à pouvoir contenir la section transversale d'un seul as semblage de combustible ou plus généralement d'un seul produit irradié. A l'intérieur de l'étui, les éléments de combustible tels que des crayons d'un assemblage de combustible irradié sont placés dans la position qu'ils occu pent dans l'assemblage de combustible en service et plongés dans une at mosphère de gaz neutre.

II est possible de remplir l'étui par un gaz neutre à une pression sen siblement égale à la pression atmosphérique ou à une pression légèrement supérieure. II est possible également de mettre sous pression le logement interne de l'étui par introduction d'un gaz neutre sous plus forte pression, de manière à favoriser les échanges thermiques entre les crayons de combus tible et la paroi de l'étui 4 et à maintenir les crayons de combustible en- dessous d'un seuil de température défini en fonction du type de combustible. Par exemple, dans le cas du combustible CANDU, la température doit rester inférieure à 168 C.

Les combustibles irradiés présentent en effet une puissance rési duelle qui se dégage sous forme de chaleur, au cours du temps, lors de la décroissance de l'activité du combustible. Pendant l'entreposage du com bustible, on doit assurer un refroidissement de la paroi des étuis renfermant des assemblages de combustible, pour évacuer l'énergie dégagée sous forme de chaleur par le combustible irradié.

Comme il est visible sur les figures 3, 4 et 5, l'entreposage des as semblages de combustible 1 est réalisé en introduisant les étuis 4, chacun à l'intérieur d'un canal 10 à section circulaire et à axe horizontal, d'une instal lation d'entreposage.

L'installation d'entreposage a été représentée de manière schémati que sur les figures 6 et 7.

Pendant leur entreposage à l'intérieur des canaux 10, les assembla ges de combustible qui sont placés dans les étuis de manière que leur axe longitudinal parallèle aux éléments de combustible se trouve dans la direc tion axiale du logement de l'étui sont donc placés avec leur axe longitudinal horizontal.

Les canaux 10 de l'installation d'entreposage sont constitués par des tubes en acier inoxydable dont le diamètre intérieur est supérieur au diamè tre extérieur maximal des étuis 4 fermés de manière étanche à l'une de leurs extrémités par un fond 10a. Les axes des canaux peuvent être légèrement inclinés vers le bas, en direction de leur extrémité fermée par le fond 10a, de manière à éviter la sortie des étuis en cas de séisme.

La longueur des tubes 10 dans leur direction axiale 9 qui est la direc tion de chargement et de déchargement des étuis est supérieure à la lon gueur hors tout des étuis 4.

Comme il est visible sur la figure 6, l'installation d'entreposage, dési gnée de manière générale par le repère 11, comporte un local d'entrepo sage 12 constitué par un bâtiment en béton qui peut être de très grandes dimensions, dans le cas où il est nécessaire de prévoir le stockage d'un très grand nombre d'assemblages de combustible.

Comme il est visible sur les figures 6 et 7, à l'intérieur du local d'en treposage 12, des parois en béton délimitent une zone d'entreposage pro prement dite 13, elle-même séparée en modules successifs tels que 13a et 13b, une galerie 14 de manutention des étuis 4 et une galerie de mainte nance 15. A l'intérieur de chacun des modules d'entreposage tels que 13a et 13b, sont disposées deux rangées telles que 16a, 16'a ou 16b, 16'b de râte liers d'entreposage 17 comportant chacun un ensemble de canaux d'entre posage 10 parallèles entre eux, comme il est visible sur les figures 3 et 4.

Les deux rangées de râteliers tels que 16a et 16'a d'un module tel que 13a sont séparées par une allée 18 dans laquelle une machine de char gement d'étuis 19 circule dans la direction longitudinale 18' de l'allée 18, les deux rangées 16a et 16'a de râteliers 17 et l'allée 18 constituant une travée de râteliers de stockage contenus dans le module d'entreposage 13a. A l'une des extrémités de l'allée 18, la paroi en béton du module 13a comporte une ouverture 20' mettant en communication l'extrémité de l'allée 18 avec la galerie de manutention 14 des étuis 4, l'ouverture 20' pouvant être fermée par une porte 20 de manière à isoler totalement le module 13a.

Un atelier spécialisé 22 de chargement des étuis 4 avec des assem blages de combustible irradié est en général disposé à proximité du bâtiment du combustible du réacteur nucléaire sur lequel on a réalisé le décharge ment des assemblages de combustible. Un moyen de transport tel qu'un château de transport 23 permet de transporter les étuis chargés en assem blages de combustible irradié entre l'atelier de chargement spécialisé 22 et le bâtiment d'entreposage 12 qui peuvent être séparés par une distance im portante, par exemple de plusieurs kilomètres.

L'atelier spécialisé pourrait également être situé à proximité ou même sur le site du bâtiment d'entreposage.

Les étuis amenés par le château de transport 23 dans la galerie de manutention 14 sont pris en charge par un pont roulant 34 circulant suivant la direction longitudinale de la galerie de manutention 14 et amenés un par un en vis-à-vis de l'entrée 20' d'une allée 18 dont la porte 20 est ouverte. Ils sont alors déposés sur la machine de chargement 19 qui assure le charge ment d'au moins un canal 10 de l'un au moins des râteliers 17, par déplace ment dans la direction 18' de l'allée 18, arrêt en position de chargement et manoeuvre de chargement dans la direction axiale 9 du canal 10. Le char gement peut être effectué étui par étui, chacun des étuis successifs étant prélevé par la machine de chargement ou encore par groupe de deux ou trois étuis ou plus pris en charge par la machine de chargement 19.

La partie d'un module tel que 13a située entre les deux rangées 16a et 16'a de modules, à l'aplomb de l'allée 18, dans laquelle circule la machine de chargement 19, constitue un hall de chargement 24 des canaux 10 du module. Chacun des modules successifs tels que 13a et 13b comporte son propre hall de chargement, les opérations de chacun des modules pouvant être réalisées de manière totalement indépendante.

Comme il est visible en particulier sur la figure 7, les canaux 10 de chacun des râteliers 17 de l'installation d'entreposage sont refroidis par une circulation d'air (schématisée par les flèches 25) au contact de la surface extérieure des canaux.

Comme il est visible sur la figure 3, les tubes constituant les canaux 10 d'un râtelier d'entreposage 17 sont fixés à leur extrémité fermée par le fond 10a dans une ouverture d'une première paroi du râtelier et engagés et fixés par leur extrémité opposée ouverte dans une seconde paroi 26 consti tuant la face avant de chargement du râtelier 17, la première et la seconde parois assurant le support des canaux 10 étant parallèles à l'allée 18 du hall de chargement 24. Les tubes constituant les canaux 10 peuvent être égale ment maintenus par une plaque intermédiaire parallèle à la première et à la seconde paroi. La paroi 26 constituant la face de chargement du râtelier est disposée sur le bord de l'allée 18 de manière qu'elle soit accessible aux moyens de chargement de la machine de chargement 19.

Comme il est visible sur la figure 4, les ouvertures d'engagement des extrémités ouvertes des canaux 10 sont placées suivant un réseau régulier dans lequel les ouvertures des rangées successives sont décalées et pla cées en quinconce.

Les extrémités ouvertes des canaux 10 sont fixées de manière étan che dans la paroi constituant la face de chargement 26.

De l'air atmosphérique circule, à l'intérieur du bâtiment d'entreposage 12, entre une ouverture d'entrée 27 et des ouies de sortie 28, par circulation naturelle, l'ouverture 27 étant placée face à la direction du vent dominant sur le site du bâtiment d'entreposage et les ouies 28 étant placées à la partie supérieure d'une cheminée d'aération. La circulation naturelle de l'air dans le bâtiment d'entreposage 12 a été représentée par les flèches 25.

A l'intérieur du bâtiment d'entreposage, l'air en circulation est distribué par un collecteur 29, à la partie inférieure de chacun des râteliers de stock age 17. L'air en circulation traverse le râtelier 17, dans la direction verticale et de bas en haut, pour ressortir dans un collecteur supérieur 29 communi quant avec la cheminée d'aération.

De cette manière, de l'air en circulation vient au contact de la surface extérieure des canaux 10 de chacun des râteliers 17, dans une partie du râtelier 17 séparée du hall de chargement 24 par la paroi 26, et assure le refroidissement de la paroi du canal par l'extérieur.

La structure des râteliers de stockage telle que représentée sur la figure 3, par exemple, est analogue à la structure d'un échangeur de chaleur comportant un faisceau de tubes fixés à leurs extrémités dans des plaques tubulaires et dont la surface extérieure est refroidie par un gaz de refroidis sement.

Dans le cas d'un entreposage d'assemblages ou grappes de combus tible d'un réacteur CANDU dont les éléments de combustible sont constitués par de l'oxyde d'uranium naturel, une circulation naturelle d'air de refroidis sement dans le bâtiment d'entreposage est suffisante pour évacuer la cha leur produite lors de la désactivation du combustible irradié.

Dans certains cas et en particulier dans le cas de combustible enrichi en éléments fissile, il peut être nécessaire d'utiliser une circulation forcée à l'intérieur du bâtiment d'entreposage.

Comme il est visible sur la figure 5, le matériau combustible des élé ments 2 est séparé de l'air de refroidissement circulant dans le bâtiment d'entreposage au contact de la surface extérieure des canaux 10, comme représenté par les flèches 25, tout d'abord par la gaine des éléments de combustible, ensuite par la paroi de l'étui 4 dans laquelle est disposée la grappe de combustible et enfin par la paroi du canal 10. En fait, les gaines des éléments de combustible ne peuvent pas être considérées comme sus ceptibles de former une barrière réelle et fiable, dans la mesure où l'on ne peut garantir leur pérennité et où elles sont très souvent détériorées au mo ment où l'on réalise l'entreposage des assemblages de combustible.

En cas de rupture d'une gaine d'un élément de combustible ou lors que les gaines d'éléments de combustible sont détériorées ou inexistantes lors du stockage des produits irradiés, des substances radioactives se dé gagent à l'intérieur du logement de l'étui 4. Ces substances radioactives sont séparées de l'air 25 en circulation dans le bâtiment d'entreposage par une première barrière constituée par la paroi de l'étui 4 et par une seconde bar rière constituée par la paroi du canal 10. Le risque de fuite de substances radioactives dans l'air de refroidissement est donc très faible.

En outre, en cas de rupture ou de fissuration de la paroi de l'un des étuis 4 de stockage de combustible, dans lequel se sont répandues des substances radioactives, on peut détecter ce risque de contamination du bâtiment d'entreposage.

En effet, l'espace annulaire 31 délimité entre la surface extérieure de chacun des étuis 4 et la surface intérieure correspondante du canal dans lequel est stocké l'étui 4 est rempli d'air qui est en communication avec l'air remplissant le hall de chargement 24 dans lequel débouche le canal 10. Au cours du stockage des assemblages de combustible, on peut effectuer en continu, dans chacun des halls de chargement des modules de stockage, une surveillance de la contamination de l'air. Dans le cas où la contamina tion dépasse un seuil déterminé, on effectue alors une recherche du canal 10 d'où provient le dégagement de substances radioactives. On peut utiliser pour cela la machine de chargement qui est télécommandée ou bien une machine spécifique qui est destinée à remplir cette fonction.

Lorsqu'on a détecté le canal renfermant l'étui présentant une fuite, on réalise, par télécommande de la machine de chargement, le déchargement de l'étui puis son évacuation en château de transport vers un atelier spécia lisé où l'étui peut éventuellement être réparé.

Au lieu d'effectuer la surveillance de la contamination de l'air dans chacun des halls de chargement, on pourrait également équiper chacun des canaux de stockage d'un détecteur permettant de déterminer la contamina- tion dans l'espace annulaire 31, à la périphérie d'un étui 4 stocké dans le canal 10.

Les différentes fonctions de l'installation d'entreposage selon l'inven tion ont été représentées sur la figure 8. Tout d'abord la fonction de refroi dissement a été schématisée par la flèche 25 de circulation d'air au contact de la surface extérieure des canaux 10.

On voit en particulier que l'air 25 en circulation avec la surface exté rieure des canaux 10 est séparé des assemblages de combustible irradiés 1 par une première barrière constituée par la paroi de l'étui 4 et par une se conde barrière constituée par la paroi du canal 10.

La fonction de surveillance de la contamination et du dégagement éventuel des substances radioactives a été schématisée par un module de mesure de la contamination 32 à l'intérieur du hall de chargement 24 dans lequel débouchent les canaux 10 à travers la face de chargement 26. La face de chargement 26 peut être constituée de manière préférentielle par une paroi métallique traversée par des ouvertures suivant lesquelles les ex trémités ouvertes des canaux 10 sont fixées par soudage.

La surface de la paroi métallique 26 dirigée vers le hall de charge ment 24 peut être recouverte par un.matériau d'isolation biologique. Des bouchons 33 d'isolation biologique peuvent être placés de manière à obturer les extrémités ouvertes des canaux 10 débouchant dans le hall de transfert 24. Toutefois, lorsque la surveillance est effectuée par mesure de la conta mination dans le hall de transfert 24, les bouchons 33 ne doivent pas obturer les ouvertures des canaux de manière étanche. Dans le cas où l'on a réalisé le déchargement et la récupération d'un étui présentant une fuite, il est pos sible de réaliser le remplacement de l'étui dans un atelier spécialisé.

Le procédé suivant l'invention et l'installation correspondante per mettent donc de réaliser de manière très sûre un entreposage de très longue durée d'assemblages de combustibles irradiés.

L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui a été décrit. C'est ainsi que les étuis et les canaux peuvent présenter des formes et des dimensions différentes de celles qui ont été décrites, ces formes et dimensions étant adaptées aux formes et dimensions des assemblages de combustible irradiés dont on réalise l'entreposage.

Les canaux d'entreposage des étuis peuvent comporter, au lieu d'une paroi pleine, une paroi ajourée. Les canaux d'entreposage pourraient être également remplacés par des tôles entretoises, des supports ou des ber ceaux destinés à recevoir les étuis, en des emplacements d'entreposage répartis à l'intérieur du local d'entreposage. Dans ce cas, l'air de refroidis sement circule autour des emplacements de stockage en contact avec la paroi des étuis.

L'invention s'applique à l'entreposage d'un grand nombre de produits irradiés de forme allongée et présentant une section transversale sensible ment uniforme et en particulier d'assemblages de combustible de types va riés constitués par des crayons de combustible dont le matériau combustible nucléaire est contenu dans une gaine tubulaire. Les crayons peuvent être groupés de manières diverses pour former des assemblages dont le nombre et la forme peuvent varier suivant le type de réacteur dans lequel ils sont utilisés. Les termes "assemblages", "cassettes", "grappes" ou "faisceaux" peuvent être utilisés pour les désigner.

Différents cas peuvent se présenter tels que mentionnés ci-après Dans les réacteurs à eau occidentaux PWR - BWR, les crayons sont groupés pour former des assemblages à section carrée d'une longueur égale à la hauteur du réacteur.

Dans les réacteurs à eau russes WER, les crayons sont groupés en assemblages à sections hexagonales, d'une longueur égale à la hauteur du coeur, Dans les réacteurs à eau lourde de type CANDU, les crayons sont assemblés dans des cassettes ou grappes d'environ 50 cm de long de forme sensiblement circulaire.

Les réacteurs RBMK comportent des assemblages de grande lon gueur (environ 10 m) comportant deux faisceaux actifs d'environ 3,5 m de dix-huit crayons chacun et de section approximativement circulaire. Seuls les faisceaux sont conditionnés dans des étuis pour réaliser l'entreposage de ces assemblages. Diverses autres formes de réalisation d'assemblages de combustibles peuvent être envisagées, y compris des assemblages ne comportant qu'un seul crayon.

Dans tous les cas, le fait de placer dans la section transversale de l'étui de réception de l'assemblage de combustible un seul produit irradié tel qu'un assemblage de combustible permet d'assurer un très bon refroidisse ment du produit irradié à travers la paroi de l'étui et éventuellement du canal renfermant l'étui.

Claims (1)

1. <U>REVENDICATIONS</U> 1.- Procédé d'entreposage de produits irradiés et notamment d'as semblages de combustible nucléaire (1), de forme allongée et ayant une section transversale sensiblement uniforme suivant leur direction longitudi nale, dans un local d'entreposage (12) comportant au moins un emplace ment d'entreposage (10) d'au moins un produit irradié de forme allongée, en position sensiblement horizontale, refroidi par une circulation d'air à l'inté rieur du local d'entreposage (12), caractérisé par le fait - qu'on introduit au moins un produit irradié (1) de forme allongée dans un étui métallique (4) délimitant un logement s'étendant longitudinale ment et présentant une section transversale adaptée pour loger la section transversale d'un seul produit irradié (1) de forme allongée, - qu'on introduit un gaz neutre dans le logement de l'étui (4) renfer mant l'au moins un produit irradié (1) et on ferme le logement de l'étui de manière étanche au gaz neutre, - qu'on place l'étui (4) renfermant le produit irradié à l'emplacement d'entreposage (10) à l'intérieur du local d'entreposage (12), de manière que l'étui (4) et le produit irradié (1) soient disposés avec leur axe longitudinal suivant un axe de l'emplacement d'entreposage (10) de direction sensible ment horizontale, et - qu'on fait circuler de l'air de refroidissement autour de l'emplacement d'entreposage (10) et de l'étui (4). 2.- Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait qu'on surveille en continu la contamination de l'air dans un espace (31) entourant l'étui (4). 3.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, dans le cas où les produits irradiés de forme allongée sont constitués chacun par au moins un tronçon d'un assemblage de combustible irradié constitué prin cipalement par un faisceau d'éléments de combustible nucléaire de forme allongée assemblés dans des dispositions parallèles entre elles, caractérisé par le fait qu'on dispose, dans l'étui (4), une charge présentant au moins l'une des formes suivantes : un seul assemblage de combustible, une plura lité d'assemblages de combustible placés l'un à la suite de l'autre dans la direction longitudinale (7) du logement de l'étui (4), au moins un tronçon lon gitudinal d'assemblage de combustible. 4.- Procédé suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que les assemblages de combustible (1) sont des grappes de combustible consti tuées d'oxydes d'uranium naturel, déchargées d'un réacteur nucléaire modé ré par de l'eau lourde, notamment du type CANDU. 5.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, ca ractérisé par le fait que le gaz neutre introduit dans le logement de l'étui (4) est un gaz tel que l'argon, l'hélium, l'azote. 6.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, ca ractérisé par le fait que l'emplacement d'entreposage à l'intérieur du local d'entreposage (12) est constitué par un canal d'entreposage (10) ayant la forme d'un tube dont l'axe est sensiblement horizontal, qu'on introduit l'étui (4) dans le canal d'entreposage (10) dans la direction axiale du canal et qu'on fait circuler l'air de refroidissement au contact d'une surface externe du canal dans lequel est logé l'étui (4). 7.- Installation d'entreposage pour la mise en #uvre du procédé selon la revendication 6, caractérisée par le fait qu'elle comporte, à l'intérieur du local d'entreposage (12) - au moins un râtelier (17) comportant une pluralité de canaux d'en treposage (10) parallèles entre eux comprenant chacun une extrémité lon gitudinale fermée et une extrémité longitudinale opposée ouverte débou chant dans un hall de chargement (24) des canaux (10) de l'au moins un râtelier (17), - des moyens (19) de prise en charge d'étuis (4) et de chargement des étuis dans les canaux d'entreposage (10) du râtelier (17), dans le hall de chargement (24), et - des moyens (29, 30) de canalisation d'air de refroidissement pour le faire circuler au contact de la surface externe des canaux d'entreposage (10) dans une partie du râtelier (17) séparée du hall de chargement ( 24) par une paroi (26) dans laquelle sont fixées les extrémités ouvertes des canaux d'entreposage (10). 8.- Installation d'entreposage suivant la revendication 7, caractérisée par le fait qu'elle comporte de plus des moyens de surveillance de la conta mination de l'air dans le hall de chargement (24) dans lequel débouchent les parties d'extrémité ouvertes des canaux d'entreposage(10).