FR2937172A1 - Dispositif et procede de securisation d'au moins un assemblage combustible reste accroche sous une plaque superieure d'un coeur de reacteur nucleaire - Google Patents

Abstract

L'invention concerne un dispositif de sécurisation d'au moins un assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché sous une plaque supérieure de coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, ledit réacteur comportant dans une piscine contenant de l'eau, une cuve (1) munie à sa partie supérieure d'une bride (1b) et renfermant le coeur (2) du réacteur constitué par des assemblages combustibles verticaux et juxtaposés, des équipements internes supérieurs prévus pour reposer sur la partie supérieure du coeur par la plaque supérieure de coeur et comportant des pions de centrage destinés à s'engager chacun dans une ouverture ménagée à la partie supérieure d'un assemblage combustible, et des moyens de levage et de manutention supportant lesdits équipements internes supérieurs, caractérisé en ce que le dispositif comporte un ensemble d'éléments (30, 40, 45, 46, 50) de support et de maintien en appui sur la bride (1 b) de la cuve (1) dudit au moins assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché sous la plaque supérieure de coeur. L'invention concerne également un procédé de sécurisation d'au moins un assemblage combustible resté accroché sous une plaque supérieure d'un coeur de réacteur nucléaire à eau sous pression.

Description

Dispositif et procédé de sécurisation d'au moins un assemblaqe combustible resté accroché sous une plaque supérieure d'un coeur de réacteur nucléaire. La présente invention concerne un dispositif et un procédé de sécurisation d'au moins un assemblage combustible resté accroché sous une plaque supérieure d'un coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression pendant la manutention des équipements internes supérieurs de ce réacteur.

Le réacteur nucléaire à eau sous pression comporte, à l'intérieur du bâtiment du réacteur, une cuve contenant le coeur du réacteur nucléaire constitué par des assemblages combustibles, généralement de forme prismatique droit disposés verticalement et de manière juxtaposée. A l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire, sont disposés des équipements internes assurant en particulier le support et le maintien des assemblages combustibles du coeur du réacteur nucléaire. Un premier ensemble d'équipements internes assurant le support et le maintien latéral des assemblages combustibles constitue les équipements internes inférieurs et un second ensemble assurant le maintien des assemblages combustibles dans la direction verticale, c'est à dire dans la direction axiale de ces assemblages ainsi que le guidage des barres de commande de la réactivité du coeur, constitue les équipements internes supérieurs. Les équipements internes supérieurs comportent en particulier, à leur partie inférieure, une plaque destinée à venir reposer sur les parties supérieures des assemblages combustibles, cette plaque étant appelée plaque supérieure de coeur (PSC). La plaque supérieure de coeur comporte, en saillie par rapport à sa face inférieure destinée à venir reposer sur les parties supérieures des assemblages combustibles, c'est à dire sur les embouts supérieurs de ces assemblages combustibles, des pions de centrage et de positionnement, destinés à venir s'engager dans les ouvertures des embouts supérieurs des assemblages combustibles. Généralement la plaque supérieure de coeur comporte deux pions de guidage en vis à vis de chacun des assemblages combustibles, destinés à être introduits dans deux ouvertures de l'embout supérieur, généralement de forme carrée, disposée suivant une diagonale de l'embout. Pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, le combustible des assemblages du coeur subit une certaine usure, de sorte qu'il est nécessaire de remplacer périodiquement les assemblages du coeur du réacteur nucléaire. On effectue donc périodiquement des opérations de rechargement d'une partie du coeur du réacteur nucléaire. Pour cela, on réalise un arrêt à froid du réacteur et on démonte le couvercle fermant la partie d'extrémité supérieure de la cuve dans laquelle est placé le coeur du réacteur nucléaire. La partie d'extrémité de la cuve recouverte par le couvercle débouche dans le fond de la piscine du réacteur nucléaire qui est remplie d'eau pour qu'on puisse réaliser les opérations de rechargement du coeur sous une hauteur d'eau suffisante pour la protection des opérateurs. Pour pouvoir accéder aux assemblages combustibles du coeur, après ouverture du couvercle de la cuve, il est nécessaire d'enlever les équipements internes supérieurs qui recouvrent la partie supérieure du coeur. Les équipements internes supérieurs du réacteur nucléaire sont fixés à un support qui peut être pris en charge par un moyen de manutention tel que le pont polaire du réacteur nucléaire pour son levage et sa manutention. On peut ainsi déposer les équipements internes supérieurs sur un stand de stockage de ces équipements situé dans la piscine du réacteur nucléaire. Au cours d'une opération de levage et de manutention des équipements internes du réacteur nucléaire à eau sous pression, il peut se produire qu'au moins un assemblage combustible du coeur reste accidentellement accroché à la plaque supérieure de coeur des équipements internes supérieurs, de sorte qu'il n'est pas possible de continuer l'opération de manutention de ces équipements internes supérieurs, jusqu'au dépôt desdits équipements sur un stand de stockage dans le fond de la piscine. L'accrochage accidentel d'au moins un assemblage combustible sous la plaque supérieure de coeur des équipements internes supérieurs peut se produire lorsqu'un des pions de centrage de cette plaque supérieure de coeur a été déformé, par exemple lors d'une opération précédente de manutention des équipements internes supérieurs. Dans ce cas, le pion de centrage peut se bloquer à l'intérieur de l'ouverture de l'embout de l'assemblage combustible dont il assure le positionnement. L'invention a pour but de proposer un dispositif et un procédé permettant de sécuriser au moins un assemblage combustible resté accroché sous la plaque supérieure de coeur afin d'éviter que ledit au moins assemblage tombe dans la cuve du réacteur lors de sa séparation des équipements internes supérieurs. L'invention a donc pour objet un dispositif de sécurisation d'au moins un assemblage combustible resté accroché sous une plaque supérieure d'un coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, ledit réacteur nucléaire comportant une piscine contenant de l'eau, une cuve munie à sa partie supérieure d'une bride et renfermant le coeur du réacteur constitué par des assemblages combustibles verticaux et juxtaposés, des équipements internes supérieurs reposant sur la partie supérieure du coeur par la plaque supérieure de coeur comportant des pions de centrage destinés à s'engager chacun dans une ouverture ménagée à la partie supérieure de l'assemblage combustible, et des moyens de levage et de manutention des équipements internes supérieurs, caractérisé en ce que le dispositif comporte un ensemble d'éléments de support et de maintien en appui sur la bride de la cuve dudit au moins assemblage combustible resté accroché sous la plaque supérieure de coeur.

Selon d'autres caractéristiques de l'invention : - l'ensemble d'éléments de support et de maintien comprend deux poutres de longueur supérieure au diamètre de la cuve, disposées de part et d'autre des équipements internes supérieurs sur la bride de ladite cuve et supportant des organes d'accostage sur ledit au moins assemblage combustible resté accroché, - les organes d'accostage sont formés par des platines de verrouillage portées par lesdites poutres, - les organes d'accostage sont formés par au moins une fourche de verrouillage déplaçable en translation sur lesdites poutres, - le dispositif comporte de plus deux tables de mise à niveau destinées à être posées sur la bride de la cuve et sur le bord du fond de la piscine à l'opposé l'une de l'autre, et destinées à recevoir chacune une extrémité des deux poutres pour régler la position verticale des organes d'accostage de chaque poutre par rapport audit au moins assemblage combustible resté accroché et à sécuriser, - le dispositif comporte de plus des moyens de rapprochement des deux poutres l'une vers l'autre après la pose de ces poutres sur les tables de mise à niveau, - les moyens de rapprochement comprennent deux cavaliers de blocage comportant chacun un socle d'appui sur la table de mise à niveau correspondante et des moyens de déplacement de deux patins opposés de serrage des poutres, - le dispositif comporte des outils de manutention à distance des éléments de support et de maintien à partir d'une passerelle disposée au-dessus de la piscine et déplaçable sur des rails, et - les outils de manutention à distance comprennent par exemple des cordes, des filins et/ou des perches. L'invention a également pour objet un procédé de sécurisation d'au moins un assemblage combustible resté accroché sous une plaque supérieure d'un coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, ledit réacteur nucléaire comportant une piscine contenant de l'eau, une cuve munie à sa partie supérieure d'une bride et renfermant le coeur du réacteur constitué par des assemblages combustibles verticaux et juxtaposés, des équipements internes supérieurs reposant sur la partie supérieure du coeur par la plaque supérieure de coeur comportant des pions de centrage destinés à s'engager chacun dans une ouverture ménagée à la partie supérieure d'un assemblage combustible, et des moyens de levage et de manutention des équipements internes supérieurs, ledit procédé étant mis en oeuvre lors du levage des équipements internes supérieurs pendant un arrêt à froid du réacteur et après avoir décelé la présence d'au moins un assemblage combustible resté accroché sous la plaque supérieure de coeur, caractérisé en ce que : - on dispose au-dessus de la piscine au moins une passerelle déplaçable sur des rails, - on construit deux poutres de longueur supérieure au diamètre de la cuve, lesdites poutres supportant des organes d'accostage sur ledit assemblage combustible resté accroché, - on met en place dans la piscine des organes télévisuels et d'éclairage, - on mesure la distance entre la face inférieure de la plaque supérieure de coeur et le plan de joint de la cuve, - on descend dans la piscine deux tables de mise à niveau et on pose lesdites tables à cheval sur la bride de la cuve et sur le bord du fond de la piscine et à l'opposé l'une de l'autre, - on descend les deux poutres dans la piscine à l'aide d'outils de manutention et on pose à partir de la passerelle lesdites poutres sur la bride de la cuve de part et d'autre des équipements internes supérieurs, - on déplace les poutres sur la bride de la cuve à l'aide des outils de manutention et on positionne chaque extrémité de chacune desdites poutres sur une table de mise à niveau, ces poutres s'étendant sensiblement parallèlement l'une par rapport à l'autre, - on règle au moyen des tables de mise à niveau la position verticale des organes d'accostage de chaque poutre par rapport audit au moins assemblage combustible resté accroché et à sécuriser, - on pose sur chaque table de mise à niveau un moyen de rapprochement des deux poutres l'une vers l'autre, et - on solidarise avec lesdites poutres ledit au moins assemblage combustible resté accroché sous la plaque supérieure de coeur. Selon d'autres caractéristiques de l'invention : - on solidarise ledit au moins assemblage combustible avec les poutres par rapprochement desdites poutres et au moyen des organes d'accostage formés par des platines de verrouillage portés par ces poutres, et - on solidarise ledit au moins assemblage combustible avec lesdites poutres au moyen des organes d'accostage formés par au moins une fourche de verrouillage déplaçable en translation sur lesdites poutres après leur rapprochement. L'invention et ses avantages seront mieux compris à la lecture de la description qui va suivre, donnée à titre d'exemple et faite en référence aux dessins annexés, sur lesquels : - la Fig. 1 est une vue schématique en coupe axiale d'une cuve d'un réacteur nucléaire renfermant le coeur et les structures internes du réacteur, - la Fig. 2 est une vue schématique en élévation d'un assemblage combustible, - la Fig. 3 est une vue générale de la piscine du réacteur nucléaire, dans la phase initiale du levage des équipements internes supérieurs pendant un arrêt à froid du réacteur, - la Fig. 4 est une vue schématique en perspective montrant l'installation d'une passerelle pour l'intervention de sécurisation d'au moins un assemblage combustible resté accroché sous la plaque supérieure de coeur, - la Fig. 5 est une vue schématique en perspective des équipements internes supérieurs levés par rapport à la cuve du réacteur nucléaire, - la Fig. 6 est une vue schématique en perspective d'une table de mise à niveau du dispositif de sécurisation, conforme à l'invention, - les Figs. 7 à 10 sont des vues schématiques en perspective montrant la manutention et la pose d'une poutre du dispositif de sécurisation, conforme à l'invention, - la Fig. 11 est une vue schématique en perspective montrant le positionnement des deux poutres sur la bride de la cuve du réacteur nucléaire, - la Fig. 12 est une vue schématique en perspective d'un cavalier de blocage des moyens de rapprochement des deux poutres du dispositif, conforme à l'invention, - la Fig. 13 est une vue schématique en perspective montrant la position d'un cavalier de blocage sur la table de mise à niveau correspondante, et - la Fig. 14 est une vue schématique en perspective montrant une partie de l'ensemble du dispositif après la sécurisation des deux assemblages combustibles. Sur la Fig. 1, on a représenté une cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression désignée de manière générale par la référence 1. La cuve 1, de forme générale cylindrique, est formée à sa partie inférieure par un fond bombé et comporte une extrémité supérieure qui est fermée, pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, par un couvercle bombé 1 a. La cuve 1 renferme le coeur 2 du réacteur constitué par les assemblages combustibles 7 (Fig. 2) de forme générale prismatique disposés verticalement et de manière juxtaposée à l'intérieur des structures internes désignées de manière générale par le repère 3, ces structures internes constituant les équipements internes inférieurs du réacteur nucléaire.

Les équipements internes inférieurs 3 (EII) comportent en particulier une plaque de support du coeur 3a, une enveloppe de coeur 3b et un cloisonnement 3c de maintien latéral du coeur 2 du réacteur nucléaire. Sur la partie supérieure du coeur 2 repose un second ensemble de structure interne 4 appelé équipements internes supérieurs (EIS) du réacteur nucléaire. Les équipements internes supérieurs 4 comportent en particulier une plaque inférieure 4a par l'intermédiaire de laquelle les équipements internes supérieurs reposent sur la partie supérieure du coeur 2 et qui est appelée plaque supérieure de coeur (PSC). Les équipements internes supérieurs comportent de plus une plaque supérieure de forte épaisseur 4b constituant la plaque de support des tubes guide des barres de commande de réacteur nucléaire. Des colonnes entretoises 4c assurent l'assemblage et l'entretoisement des plaques 4a et 4b qui sont parallèles entre elles et placées horizontalement dans le réacteur nucléaire. Le couvercle 1 a de la cuve 1 est traversé par des tubes 5 ayant une disposition verticale, appelés adaptateurs utilisés pour assurer le passage de prolongateurs de déplacement de grappes de commande dans certains des assemblages du coeur. Les prolongateurs et les grappes de commande du réacteur nucléaire sont déplacés à l'intérieur de tubes de guidage 6 constituant des composants des équipements internes supérieurs 4. Les tubes de guidage 6 comportent une partie supérieure 6a reposant sur la plaque supérieure 4b des équipements internes supérieurs 4 et une partie inférieure 6b intercalée et fixée entre la plaque de support de tubes guides 4b et la plaque supérieure de coeur 4a des équipements internes supérieurs 4. Sur la Fig. 2, on a représenté, dans une vue en élévation, un assemblage combustible 7 du coeur 2 du réacteur nucléaire. L'assemblage combustible 7 comporte une ossature de maintien des crayons combustibles 9 de l'assemblage combustible selon un faisceau dans lequel les crayons de combustible 9 sont parallèles entre eux et répartis, de manière que leurs sections transversales constituent un réseau régulier dans des plans perpendiculaires à l'axe longitudinal 10 de l'assemblage combustible. L'ossature de l'assemblage combustible comporte des grilles 8 réparties suivant la longueur de l'assemblage combustible dans la direction de l'axe 10, des tubes guides 9a se substituant à certains des crayons de combustibles 9 à l'intérieur du faisceau de crayons, ainsi qu'un embout supérieur 12a et un embout inférieur 12b fixés sur des parties d'extrémité des tubes guides 9a en saillie par rapport aux extrémités axiales du faisceau de crayons combustibles 9. L'embout supérieur 12a ménage avec les extrémités axiales du faisceau de crayons 9, un logement périphérique désigné par la référence générale 11. L'embout inférieur 12b de l'assemblage combustible comporte des pieds par l'intermédiaire desquels l'assemblage combustible vient se poser sur la plaque supérieure du coeur 3a, à l'intérieur de la cuve 1 du réacteur nucléaire. L'embout supérieur 12a comporte en particulier des ressorts à lame 13 de maintien de l'assemblage combustible sur lesquels vient reposer la plaque supérieure de coeur 4a, lors de la mise en place des équipements internes supérieurs dans la cuve du réacteur, après chargement du coeur 2 en assemblages combustibles 7. Ainsi que montré à la Fig. 1, la plaque supérieure de coeur 4a comporte des pions de centrage 14 destinés à venir s'engager chacun dans une ouverture de l'embout supérieur d'un assemblage combustible 7. De cette manière, les équipements internes supérieurs 4 assurent le maintien des parties supérieures des assemblages combustibles 7 qui sont juxtaposés dans le coeur 2 pour constituer un réseau d'assemblage, généralement à maille carrée. La section transversale des assemblages combustibles 7 et les embouts 12a et 12b sont généralement de forme carrée et comportent deux ouvertures de centrage dans deux angles de l'embout situé sur une diagonale. La présence des ressorts 13 intercalés entre la plaque supérieure de coeur et l'assemblage combustible 7 permet de maintenir les assemblages combustibles contre les forces verticales s'exerçant sur ces assemblages par exemple du fait de la circulation de l'eau de refroidissement du réacteur à grande vitesse dans la direction verticale 10, tout en autorisant une dilatation différentielle des assemblages combustibles par rapport aux structures internes du réacteur nucléaire.

Pour effectuer le rechargement du coeur 2 du réacteur nucléaire en assemblages combustibles 7, après la mise à l'arrêt et le refroidissement du réacteur nucléaire, on réalise le démontage du couvercle 1 a de la cuve 1, puis le levage et la manutention de ce couvercle afin de le déposer sur un stand de réception à l'intérieur du bâtiment du réacteur. Ensuite, on effectue le levage et la manutention des équipements internes supérieurs 4 du réacteur nucléaire de manière à déposer les équipements internes supérieurs sur un stand de stockage disposé dans la piscine du réacteur. On peut alors avoir accès à la partie supérieure des assemblages combustibles 7 à l'intérieur de la cuve pour effectuer le rechargement du coeur en utilisant la machine de chargement du réacteur nucléaire. Les opérations de rechargement sont effectuées sous eau, la piscine du réacteur étant remplie d'eau. Sur la Fig. 3, on a représenté une partie interne du bâtiment du réacteur comportant la piscine 16 du réacteur délimitée par des parois en béton. La cuve 1 du réacteur nucléaire renfermant le coeur 2 constitué par les assemblages combustibles 7 débouche par sa partie d'extrémité supérieure dans le fond 19 de la piscine 16. Sur la Fig. 3, la piscine 16 et la cuve 1 ont été représentées pendant un arrêt à froid du réacteur nucléaire pour rechargement du coeur. Le couvercle 1 a de l'ouverture de l'extrémité supérieure de la cuve 1 a été démonté et déposé sur un stand de stockage et la piscine du réacteur remplie d'eau jusqu'au niveau 17.

Les équipements internes supérieurs 4 comportant la plaque supérieure de coeur 4a ont été fixés à une structure de support de grande hauteur 18 appelée support tripode. Le support tripode est suspendu au pont polaire du bâtiment du réacteur nucléaire, non représenté, qui permet de réaliser le levage du support tripode 18 auquel sont fixés les équipements internes supérieurs 4.

Pendant le levage des équipements internes supérieurs 4 suivant la direction verticale de l'axe 21 de la cuve 1, cette opération étant par exemple contrôlée par des caméras vidéo descendues en fond de piscine, on a décelé la présence d'au moins un assemblage combustible 7a resté accroché à la plaque supérieure de coeur 4a des équipements internes supérieurs 4.

La présence dudit au moins assemblage de combustible 7a a été décelée dès que la partie supérieure de l'assemblage combustible est parvenue au-dessus du fond 19 de la piscine 16 dans lequel débouche la partie d'extrémité supérieure de la cuve 1.

On arrête alors l'opération de levage des équipements internes supérieurs 4. La partie inférieure de l'assemblage combustible 7 resté accroché est encore engagée sur une certaine longueur à l'intérieur du coeur 2 du réacteur nucléaire, c'est à dire entre des assemblages combustibles 7 voisins de cet assemblage 7, dans le coeur du réacteur nucléaire. Afin d'éviter la chute dudit au moins assemblage combustible 7 sur les autres éléments combustibles 7 du coeur, ledit au moins assemblage combustible 7 est sécurisé afin de garantir le maintien dans cette position pendant la séparation de la plaque supérieure de coeur 4a. Le maintien et la sécurisation dudit au moins assemblage combustible 7 est réalisé à l'aide du dispositif selon l'invention. En se reportant maintenant aux Figs. 4 à 14, on va décrire le dispositif de sécurisation d'au moins un assemblage combustible 7 resté accroché sous la plaque supérieure de coeur 4a et plus particulièrement pour la sécurisation de deux assemblages combustibles restés accrochés sous ladite plaque supérieure de coeur. Ces deux assemblages combustibles restés accrochés sont référencés, respectivement 7a et 7b (Fig. 14), et sont sécurisés successivement par le dispositif selon l'invention. D'une manière générale, le dispositif de sécurisation selon l'invention comporte un ensemble d'éléments de support et de maintien en appui sur une bride 1 b ménagée à la partie supérieure de la cuve 1 des assemblages combustibles 7a et 7b restés accrochés sous la plaque supérieure de coeur 4a.

Afin de protéger le plan de joint de la cuve 1, la face supérieure de la bride 1 b est recouverte d'une protection 20 (Figs. 4 et 5) appropriée et de type connu. Ainsi que montré à la Fig. 4, pour la mise en place de l'ensemble des éléments de support et de maintien du dispositif de sécurisation dans la piscine 16, au moins une passerelle 25 est mise en place au-dessus de la piscine 16 sans utiliser les moyens de manutention de la centrale. Cette passerelle 25 est déplaçable au-dessus de la cuve 1 sur des rails 26 de la machine de chargement 27 du réacteur.

Les éléments de support et de maintien du dispositif de sécurisation comprennent : - deux tables de mise à niveau 30 (Fig. 6), - deux poutres 40 (Figs. 9 à 11), et - des moyens 50 de rapprochement des deux poutres 40 (Figs. 12 et 13). Les tables de mise à niveau 30 destinées à être posées sur la bride 1 b et sur le bord du fond 19 de la piscine 16 sont constituées chacune d'une platine 31 munie de trois pieds 32 formés chacun par une vis-vérin réglable. Ainsi que montré à la Fig. 6, deux pieds 32 sont en appui sur la collerette extérieure de la bride 1 b de la cuve 1 et le troisième pied 32 est en appui sur le fond 19 de la piscine 16. Les tables de mise à niveau 30 sont placées à l'opposé l'une de l'autre, ainsi que représenté à la Fig. 11 et sont chacune en appui verticale contre le rebord de la bride 1 b de la cuve 1. Comme montré à la Fig. 6, le réglage de chaque pied 32 est effectué à distance à partir de la passerelle 25 à l'aide d'une perche 35. Pour cela, chaque pied 32 est muni d'une tige comportant une extrémité 32a de section par exemple hexagonale destinée à coopérer avec un embout creux 35a disposé à l'extrémité de la perche 35. Cet embout creux 35a présente également une section complémentaire hexagonale.

Chacune des poutres 40 présente une longueur supérieure au diamètre de la cuve 1 et elles sont de préférence assemblées en trois éléments 41 de façon à être compatible avec les moyens de manutention disponibles. Elles sont réalisées à partir de profilés soudés entre eux pour former un caisson étanche par exemple de section carrée. De plus, elles sont dimensionnées pour pouvoir reprendre un effort vertical de l'ordre de 2000 daN. L'assemblage des éléments 41 entre eux est réalisé au moyen de brides boulonnées, non représentées. Ainsi que montré à la Fig. 12, les moyens de rapprochement des deux poutres 40 l'une vers l'autre après la pose de ces poutres 40 sur les tables de mise à niveau 30 sont formés par deux cavaliers 50 de blocage comportant chacun un socle 51 d'appui sur la table de mise à niveau 30 correspondante, ainsi qu'on le verra ultérieurement.

Chaque cavalier de blocage 50 comporte deux patins 52 opposés déplaçables l'un vers l'autre ou l'un à l'opposé de l'autre par des moyens de déplacement constitués par exemple par un renvoi d'angle 53, de type connu. Le renvoi d'angle 53 est pourvu d'une tige de commande 56 de section par exemple hexagonale destinée à coopérer avec un embout creux 35a disposé à l'extrémité de la perche 35. Cet embout creux 35a présente une section complémentaire hexagonale. Les patins 52 sont guidés lors de leur déplacement par deux profilés 54 opposés et parallèles portés par le socle 51. Les profilés 54 ménagent entre eux un espace 55 dans lequel se déplacent les patins 52. Les patins 52 coopèrent avec les extrémités 40a et 40b des poutres 40 grâce à une encoche, non représentée, ménagée sur chacune desdites extrémités de façon à rendre solidaire les cavaliers de blocage 50 avec les poutres 40 selon un axe vertical. Ainsi que représenté sur les Figs. 10 et 14, les poutres 40 comportent des organes d'accostage d'une part sur l'assemblage combustible 7a et d'autre part sur l'assemblage combustible 7b restés accrochés sous la plaque supérieure de coeur 4a et à sécuriser. Pour la sécurisation de l'assemblage combustible 7a, les organes d'accostage sont formés par deux platines de verrouillage 45 portées chacune par une poutre 40, à l'opposé l'une de l'autre, et les organes d'accostage pour l'assemblage combustible 7b sont constitués par au moins une fourche 46 de verrouillage déplaçable en translation sur lesdites poutres 40. La fourche 46 est déplaçable en translation par un système crémaillère-pignon 47 actionné depuis la passerelle 25 par une perche 35, ainsi qu'on le verra ultérieurement. A cet effet, le système crémaillère-pignon comporte une crémaillère 47a solidaire de la fourche 46 et qui glisse le long de la poutre 40 lorsque cette crémaillère 47a est entraînée par un pignon 39 porté par la perche 35. Les organes d'accostage 45 et 46 peuvent être inversés pour les assemblages combustibles 7a et 7b à sécuriser, c'est à dire que les platines 45 de verrouillage peuvent être utilisées pour sécuriser l'assemblage combustible 7b et la fourche 46 de verrouillage peut être utilisée pour sécuriser l'assemblage combustible 7a.

Selon une variante, les platines 45 de verrouillage peuvent être utilisées pour chacun desdits assemblages combustibles 7a et 7b à sécuriser. Selon encore une autre variante, une fourche 46 de verrouillage peut être utilisée pour chaque assemblage combustible 7a et 7b à sécuriser.

Par ailleurs, chaque poutre 40 est munie d'une butée 49, Figs. 13 et 14, dont le but est de limiter le rapprochement des poutres 40 par les cavaliers de blocage 50. La descente des différents éléments dans la piscine 16 et la pose de ces éléments sur la bride 1 b de la cuve 1 du réacteur nucléaire pour le support et le maintien des assemblages combustibles 7a et 7b sont réalisées de la façon suivante. Tout d'abord, on assemble et on met en place la passerelle 25 sur les rails 26 et on assemble également les poutres 40, ainsi que les différentes perches 35 pour actionner les différents organes.

Ensuite, des organes télévisuels et d'éclairage, non représentés, sont disposés sur le fond 19 de la piscine 16 afin de pouvoir visualiser les différentes opérations effectuées ultérieurement. La distance séparant la face inférieure de la plaque supérieure de coeur 4a et le plan de joint de la bride 1 b de la cuve 1 est mesurée au moyen d'un dispositif approprié et de type connu. Ensuite, à l'aide de cordes, non représentées, et depuis la passerelle 25, on descend dans la piscine 16 les deux tables de mise à niveau 30 et on pose ces tables 30 sur le fond 19 de la piscine 16 de telle manière que deux pieds 32 soient en appui sur la collerette de la bride 1 b de la cuve 1 et qu'un pied 32 soit en appui sur le fond 19 de la piscine 16, ainsi que montré à la Fig. 6. Les deux tables de mise à niveau 30 sont placées à l'opposé l'une de l'autre par rapport aux assemblages combustibles 7a et 7b à sécuriser. Comme montré sur les Figs. 7 à 11, une extrémité 40a est accrochée à une corde 60 et cette poutre 40 est immergée dans la piscine 16 à l'aide du palan de la machine de chargement du réacteur et elle est descendue en position verticale (Fig. 7).

L'extrémité opposée 40b de la poutre 40 est reliée à un filin 61 et ce filin 61 est passé sous eau derrière la colonne de guidage 4c par exemple à l'aide d'un flotteur et de perches et le filin 61 est repris depuis la passerelle 25 (Fig. 8). La poutre 40 est progressivement redressée en tirant le filin 61 depuis la passerelle 25 et cette poutre 40 est alors disposée entre la colonne de guidage 4c et l'extérieur de la plaque supérieure de coeur 4a (Fig. 9). Cette poutre 40 est déposée sur la protection 20 du plan de joint de la bride 1 b de la cuve 1 (Fig. 10). La poutre 40 est ripée sur la protection 20 du plan de joint de la bride 1 b et chaque extrémité 40a et 40b de cette poutre 40 est successivement soulevée pour être déposée sur une table de mise à niveau 30. Les extrémités 40a et 40b de la poutre 40 sont donc placées chacune sur une table de mise à niveau 30 (Fig. 11). Les mêmes opérations sont effectuées pour la seconde poutre 40 afin de placer les extrémités, respectivement 40a et 40b, de cette seconde poutre 40, chacune sur une table mise à niveau 30, comme représenté à la Fig. 11.

Au moyen de perches 35, les tables de mise à niveau 30 sont réglées en agissant sur les pieds 32 de façon à garantir le bon positionnement des platines de verrouillage 45 portées par les poutres 40 par rapport au logement 11 ménagé à la partie supérieure de l'assemblage combustible 7a. Cette mise à niveau est réalisée en réglant les deux tables de mise à niveau 30 pratiquement en même temps. Une vérification au moyen des organes télévisuels est effectuée pour la mise à niveau des platines de verrouillage 45 destinées à sécuriser l'assemblage combustible 7a. Un jeu de quelques millimètres doit être assuré entre le dessous de la tête de l'assemblage combustible 7a et le dessus des platines de verrouillage 45 des poutres 40.

Ensuite, un premier cavalier de blocage 50 est descendu dans la piscine par exemple au moyen de cordes depuis la passerelle 25 et le socle 51 de ce premier cavalier de blocage est posé sur la table de mise à niveau 30 correspondante de telle manière que les patins 52 soient placés de part et d'autres des extrémités 40a des deux poutres 40.

De même, le second cavalier de blocage 50 est descendu dans la piscine 16 et posé de façon identique au premier cavalier de blocage 50 sur l'autre table de mise à niveau 30.

Au moyen d'une perche 35, les renvois d'angles 53 de chaque cavalier de blocage 50 sont actionnés de façon à rapprocher les patins 52 l'un de l'autre pour rapprocher les deux poutres 40 jusqu'au contact des butées 49. Au cours de ce rapprochement, les platines de verrouillage 45 pénètrent dans le logement 11 de l'assemblage combustible 7a afin de verrouiller cet assemblage combustible 7a et ainsi le sécuriser. Depuis la passerelle 25, la fourche de verrouillage 46 est descendue au moyen par exemple de cordes et elle est posée sur les poutres 40, comme montré à la Fig. 14.

A l'aide d'une perche 35 munie à sa partie inférieure du pignon 39, le système à pignon crémaillère 47 est actionné. La rotation du pignon 39 provoque la translation de la crémaillère 47a et, de ce fait, le coulissement de la fourche de verrouillage 46 sur les poutres 40 jusqu'au moment où elle pénètre dans le logement 11 du second assemblage combustible 7b afin de le verrouiller et le sécuriser. Ensuite, on peut procéder au déblocage des deux assemblages combustibles 7a et 7b au moyen d'outils appropriés, non représentés. Dès ce déblocage effectué, les équipements internes supérieurs peuvent être transférés sur leur stand de stockage.

Le dispositif de sécurisation selon l'invention permet de maintenir un ou plusieurs assemblages combustibles restés accrochés sous la plaque supérieure du coeur du réacteur nucléaire en utilisant des moyens simples à mettre en oeuvre et fiables. Bien entendu, les différents outillages utilisés, pour réaliser les opérations successives, peuvent être adaptés à la position du ou des assemblages combustibles restés accrochés sous la plaque supérieure de coeur.

Claims (12)

1. REVENDICATIONS1.- Dispositif de sécurisation d'au moins un assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché sous une plaque supérieure (4a) d'un coeur (2) d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, ledit réacteur nucléaire comportant dans une piscine (16) contenant de l'eau, une cuve (1) munie à sa partie supérieure d'une bride (1 b) et renfermant le coeur (2) du réacteur constitué par des assemblages combustibles (7) verticaux et juxtaposés, des équipements internes supérieurs (4) prévus pour reposer sur la partie supérieure du coeur par la plaque supérieure de coeur (4a) comportant des pions (14) de centrage destinés à s'engager chacun dans une ouverture ménagée à la partie supérieure d'un assemblage combustible (7), et des moyens (18) de levage et de manutention supportant lesdits équipements internes supérieurs (4), caractérisé en ce que le dispositif comporte un ensemble d'éléments de support et de maintien (30, 40, 45, 46, 50) en appui sur la bride (1 b) de la cuve (1) dudit au moins assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché sous la plaque supérieure de coeur (4a).
2. 2. Dispositif selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'ensemble d'éléments de support et de maintien comprend deux poutres (40) de longueur supérieure au diamètre de la cuve (1), disposées de part et d'autre des équipements internes supérieurs (4) sur la bride (1 b) de la cuve (1) et supportant des organes d'accostage (45, 46) sur ledit au moins assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché.
3. 3. Dispositif selon la revendication 2, caractérisé en ce que les organes d'accostage sont formés par des platines (45) de verrouillage portées par lesdites poutres (40).
4. 4. Dispositif selon la revendication 2, caractérisé en ce que les organes d'accostage sont formés par au moins une fourche (46) de verrouillage portée par lesdites poutres (40).
5. 5. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce qu'il comporte de plus deux tables de mise à niveau (30) destinées à être posées chacune sur la bride (1 b) de la cuve (1) et sur le bord du fond (19) de la piscine (16), à l'opposé l'une de l'autre, et destinées à recevoir chacune une extrémité (40a, 40b) des deux poutres (40) pour régler la position verticale desorganes d'accostage (45, 46) de chaque poutre (40) par rapport audit au moins assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché et à sécuriser.
6. 6. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé en ce qu'il comporte de plus des moyens (50) de rapprochement des deux poutres (40) l'une vers l'autre après la pose de ces poutres (40) sur les tables de mise à niveau (30).
7. 7. Dispositif selon la revendication 6, caractérisé en ce que les moyens de rapprochement comprennent deux cavaliers de blocage (50) comportant chacun un socle (51) d'appui sur la table de mise à niveau (30) correspondante et des moyens (53) de déplacement de deux patins (52) opposés, de serrage des poutres (40).
8. 8. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 1 à 7, caractérisé en ce qu'il comporte des outils (35, 60, 61) de manutention à distance des éléments de support et de maintien à partir d'une passerelle (25) disposée au-dessus de la piscine (16) et déplaçable sur des rails (26).
9. 9. Dispositif selon la revendication 8, caractérisé en ce que les outils de manutention à distance comprennent par exemple des cordes, des filins et/ou des perches.
10. 10. Procédé de sécurisation d'au moins un assemblage combustible (7a, 7b) resté, accroché sous une plaque supérieure (4a) d'un coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, ledit réacteur comportant dans une piscine (16) contenant de l'eau, une cuve (1) munie à sa partie supérieure d'une bride (1 b) et renfermant le coeur (2) du réacteur constitué par des assemblables combustibles (7) verticaux et juxtaposés, des équipements internes supérieurs (4) prévus pour reposer sur la partie supérieure du coeur (2) par la plaque supérieure de coeur (4a) et comportant des pions (14) de centrage destinés à s'engager chacun dans une ouverture ménagée à la partie supérieure d'un assemblage combustible (7), et des moyens (18) de levage et de manutention des équipements internes supérieurs (4), ledit procédé étant mis en oeuvre lors du levage des équipements internes supérieurs (4), pendant un arrêt à froid du réacteur et après avoir décelé la présence dudit au moins assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché sous la plaque supérieure de coeur (4a), caractérisé en ce que :- on dispose au-dessus de la piscine (16), au moins une passerelle (25) déplaçable sur des rails (26), - on construit deux poutres (40) de longueur supérieure au diamètre de la cuve (1), lesdites poutres (40) supportant des organes (45, 46) d'accostage sur ledit assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché, - on met en place dans la piscine (16) des organes télévisuels et d'éclairage, - on mesure la distance entre la face inférieure de la plaque supérieure de coeur (4a) et le plan de joint de la bride (1 b) de la cuve (1), - on descend dans la piscine (16) deux tables de mise à niveau (30) et on pose lesdites tables (30) sur la bride (1 b) de la cuve (1) et sur le bord du fond (19) de la piscine (16) et à l'opposé l'une de l'autre, - on descend les deux poutres (40) dans la piscine (16) à l'aide d'outils (60, 61) de manutention et on pose à partir de la passerelle (25), lesdites poutres (40) sur le bord du plan de joint de la bride (1 b) de la cuve (1) de part et d'autre des équipements internes supérieurs (4), - on déplace les poutres (40) sur la bride (1 b) de la cuve (1) à l'aide des outils (60, 61) de manutention et on positionne chaque extrémité (40a, 40b) de chacune desdites poutres (40) sur une table de mise à niveau (30), ces poutres (40) s'étendant sensiblement parallèlement l'une par rapport à l'autre, - on règle au moyen des tables de mise à niveau (30), la position verticale des organes d'accostage (45, 46) de chaque poutre (40) par rapport audit au moins assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché et à sécuriser, - on pose sur chaque table de mise à niveau (30), un moyen (50) de rapprochement des deux poutres (40) l'une vers l'autre, et - on solidarise avec lesdites poutres (40) ledit au moins assemblage combustible (7a, 7b) resté accroché sous la plaque supérieure de coeur (4a).
11. 11. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'on solidarise ledit assemblage combustible (7a) avec les poutres (40) par rapprochement desdites poutres (40) et au moyen des organes d'accostage formés par des platines (45) de verrouillage portées par ces poutres (40).
12. 12. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'on solidarise ledit assemblage combustible (7b) avec lesdites poutres (40) au moyen desorganes d'accostage formés par au moins une fourche de verrouillage (46) déplaçable en translation sur lesdites poutres (40) après leur rapprochement.