FR2937457A1 - Procede de recuperation d'au moins un assemblage de combustible reste accroche sous une plaque superieure d'un coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression - Google Patents

Abstract

Le procédé consiste à sécuriser et à maintenir l'assemblage combustible (7a) à l'aide d'un ensemble d'outillages de sécurisation (20) en appui sur la bride (1b) de la cuve (1), à procéder au déblocage à distance de cet assemblage combustible (7a), à transférer les équipements internes supérieurs (4) et à les poser sur un stand de réception, à évacuer vers une zone de stockage ledit au moins assemblage combustible (7a) usé pour le déposer dans un dispositif de réception adapté et à évacuer les outillages se sécurisation (20) après leur séparation dudit au moins assemblage combustible (7a).

Description

Procédé de récupération d'au moins un assemblage combustible resté accroché sous une plaque supérieure d'un coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression La présente invention concerne un procédé de récupération 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 procédé permettant de récupérer au moins un assemblage combustible resté accroché sous la plaque supérieure de coeur afin, d'une part, d'éviter que ledit au moins assemblage tombe dans la cuve du réacteur lors de sa séparation des équipements internes supérieurs et, d'autre part, de pouvoir l'évacuer pour un stockage dans un râtelier de stockage. L'invention a donc pour objet un procédé de récupération 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 comportant dans 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 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 des équipements internes supérieurs, caractérisé en ce qu'après avoir décelé la présence dudit au moins assemblage combustible resté accroché sous la plaque supérieure de coeur, lors du levage des équipements internes supérieurs, a) on sécurise et on maintient sous eau ledit au moins assemblage combustible à l'aide d'un ensemble d'outillages de sécurisation en appui sur la bride de la cuve, et on réalise sous eau au moins les étapes principales suivantes : b) on procède au déblocage à distance dudit au moins assemblage combustible de la plaque supérieure de coeur, à l'aide d'au moins un outil vérin de décoincement, c) on transfert les équipements internes supérieurs et on les pose sur un stand de réception aménagé dans ladite piscine remplie d'eau, d) on évacue vers une zone de stockage ledit au moins assemblage combustible usé pour le déposer dans un dispositif de réception adapté, et e) on évacue les outillages de sécurisation après leur séparation dudit au moins assemblage combustible.

Selon d'autres caractéristiques de l'invention : - après avoir effectué les étapes a), b) et c) : - on amène au-dessus dudit au moins assemblage combustible, un outil de manutention et on verrouille cet outil de manutention sur ledit au moins assemblage combustible, - on soulève de quelques millimètres à l'aide de l'outil de manutention ledit au moins assemblage combustible, - on désolidarise les outillages de sécurisation dudit au moins assemblage combustible, - on élève verticalement ledit au moins assemblage combustible, et - on exécute les étapes d) et e). - après avoir effectué les étapes a), b) et c) : - on amène au-dessus dudit au moins assemblage combustible, un outil de manutention et on verrouille cet outil de manutention sur ledit au moins assemblage combustible, - on soulève ledit au moins assemblage combustible et les outillages de sécurisation, - on exécute l'étape d) avec les outillages de sécurisation solidaires dudit au moins assemblage combustible, - on désolidarise les outillages de sécurisation dudit au moins assemblage combustible, et - on réalise l'étape e). - après avoir effectué l'étape a) : - on exécute l'étape c) avec les outillages de sécurisation et ledit au moins assemblage combustible, - on descend et on engage ledit au moins assemblage combustible dans un dispositif de réception adapté, et - on exécute les étapes b) et e). - pour deux assemblages combustibles restés accrochés sous la plaque supérieure de coeur : - on procède au déblocage à distance et successivement de chaque assemblage combustible de la plaque supérieure de coeur, à l'aide dudit au moins outil vérin de décoincement, - on soulève de quelques millimètres à l'aide de l'outil de manutention le premier assemblage combustible, - on désolidarise le premier assemblage combustible des outillages de sécurisation, - on élève et on évacue le premier assemblage combustible, - on soulève de quelques millimètres à l'aide de l'outil de manutention le second assemblage combustible, - on désolidarise le deuxième assemblage combustible des outillages de sécurisation, - on élève et on évacue le deuxième assemblage combustible, et - on évacue les outillages de sécurisation. 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 une partie d'un ensemble d'outillages de sécurisation d'au moins un assemblage combustible resté accroché sous la plaque supérieure de coeur du réacteur nucléaire, - la Fig. 5 est une vue en élévation latérale d'un outillage utilisé pour effectuer la séparation de l'assemblage combustible de la plaque supérieure du coeur du réacteur nucléaire, et - les Figs. 6 et 7 sont des vues schématiques en élévation de la piscine du réacteur nucléaire, et montrant une variante des étapes de récupération d'un assemblage combustible resté accroché sous la plaque supérieure de coeur du réacteur nucléaire. 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 support de 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 12a 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 7a 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 7a, dans le coeur du réacteur nucléaire. Afin d'éviter la chute dudit au moins assemblage combustible 7a sur les autres éléments combustibles 7 du coeur, ledit au moins assemblage combustible 7a est sécurisé afin de garantir le maintien dans cette position pendant la séparation de la plaque supérieure de coeur 4a. Ainsi après avoir décelé la présence d'au moins un assemblage combustible 7a resté accroché sous la plaque supérieure de coeur 4a lors du levage des équipements internes supérieurs, les différentes étapes du procédé de récupération dudit au moins assemblage combustible 7a sont réalisées sous eau. La première étape de ce procédé consiste à sécuriser et à maintenir l'assemblage combustible 7a à l'aide d'un ensemble d'outillages de sécurisation 20 en appui sur la bride 1 b de la cuve 1. La face supérieure de cette bride 1 b est recouverte d'une protection 1c (Fig. 4) appropriée et de type connu. La mise en place des différents éléments de l'ensemble d'outillage de sécurisation 20 est réalisée par des opérateurs placés au-dessus de la piscine 16, notamment dans au moins une passerelle 25 (Fig. 3) déplaçable au-dessus de la cuve 1 sur des rails 26 de la machine de chargement, non représentée, du réacteur. Sur la Fig. 4, on a représenté un côté des outillages de sécurisation 20 disposé sur le bord de la bride 1 b, l'autre côté de ces outillages de sécurisation étant identique et symétrique.

Comme montré à la Fig. 4, les outillages de sécurisation 20 comprennent : - deux tables de mise à niveau 30, - deux poutres 40, et - des moyens 50 de rapprochement et de blocage des deux poutres 40.

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 par une platine 31 munie de trois pieds 32 formés chacun par une vis vérin réglable. Le réglage de chaque pied 32 est effectué à distance à partir de la passerelle 25 à l'aide d'une perche 35.

Chacune des poutres 40 présente une longueur supérieure au diamètre de la cuve 1 et porte deux platines de verrouillage 45 disposées à l'opposé l'une de l'autre lorsque les poutres 40 sont placées sur les tables de mise à niveau 30, parallèlement l'une par rapport à l'autre. Chaque poutre 40 est également munie d'une butée 49 dont le but est de limiter le rapprochement des poutres 40, ainsi qu'on le verra ultérieurement. Pour la sécurisation de l'assemblage combustible 7a resté accroché sous la plaque de coeur 4a, les opérateurs descendent dans la piscine 16 les deux tables de mise à niveau 30 et les posent 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. Les deux tables de mise à niveau 30 sont placées à l'opposé l'une de l'autre par rapport à l'assemblage combustible 7a à sécuriser. Ensuite, les opérateurs par exemple à partir de la passerelle 25 immergent dans la piscine 16 successivement chacune des poutres 40 et posent les extrémités de chacune de ces poutres 40 sur chaque table de mise à niveau 30, ainsi que montré à la Fig. 4. 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.

Ensuite, chaque cavalier de rapprochement et de blocage 50 est descendu dans la piscine 16 et est posé sur la table de mise à niveau 30 correspondante. Chaque cavalier de blocage 50 comporte deux patins 52 et ces patins 52 sont placés de part et d'autre des extrémités des deux poutres 40. De plus, chaque cavalier de blocage 50 comporte un renvoi d'angle 53 actionné à l'aide d'une perche 35 et permettant de rapprocher les patins 52 l'un de l'autre pour rapprocher les 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 et ainsi le sécuriser, comme montré à la Fig. 4. L'étape suivante du procédé de récupération selon l'invention consiste à séparer l'assemblage combustible 7a resté accroché à la plaque supérieure de coeur 4a. Pour cela, comme représenté à la Fig. 5, les opérateurs descendent à l'intérieur de la piscine 16, un outil 60 en dessous de la plaque supérieure de coeur 4a pour exercer un effort de séparation entre la partie supérieure de l'assemblage combustible 7a et cette plaque supérieure de coeur 4a. L'outil 60 utilisé pour exercer un effort de séparation entre l'assemblage combustible 7a et la plaque supérieure de coeur 4a appelé outil vérin de décoincement, est représenté à la Fig. 5 dans une position de service sous la plaque supérieure de coeur 4a. L'outil vérin 60 comporte un corps d'outil 61 de forme rectiligne et allongée comportant dans une zone proche d'une première extrémité, des moyens de fixation d'une perche de manutention 35.

Un contrepoids 62 est fixé à la première extrémité du corps 60. Le contrepoids 62 constitué par exemple par des disques métalliques empilés les uns sur les autres et enfilés sur une tige solidaire de la première extrémité du corps 61 de l'outil 60. Dans une seconde partie d'extrémité opposée à la première, le corps 61 de l'outil 60 présente un emboîtement longitudinal dans lequel un levier 64 est monté pivotant autour d'un tourillon 63 de direction transversale, parallèle à la face plane supérieure d'appui du corps 61 et engagé dans un trou d'axe d'une patte d'articulation 62 solidaire du corps 61.

Le corps d'un vérin 65 est engagé et fixé dans une ouverture transversale du levier 64, la tige de vérin 65 étant en appui sur la face interne du corps 61 parallèle à la face supérieure d'appui de ce corps 61 de l'outil 60. Pour exercer, par effet de levier, une force de séparation entre la plaque supérieure de coeur 4a et l'assemblage combustible 7a, dans l'embout supérieur duquel un pion de centrage 14 est resté engagé, ainsi que montré à la Fig. 5, on met en place l'outil 60 sous la plaque supérieure de coeur 4a, en utilisant la perche de manutention 35. L'extrémité 64a du levier 64, qui présente une épaisseur inférieure à l'épaisseur de la partie courante du levier est introduite entre l'embout supérieur de l'assemblage combustible 7a et la face inférieure de la plaque supérieure de coeur 4a, puis la face supérieure plane d'appui du corps 61 de l'outil vérin 60 est mise en appui contre la face inférieure de la plaque supérieure de coeur 4a. Les opérateurs actionnent à distance le vérin 65 de manière à faire pivoter le levier 64 vers le bas, comme montré par la flèche F. On exerce, ainsi par effet de levier une force de séparation sur la partie supérieure de l'assemblage combustible 7a qui peut ainsi être séparé avec la plaque supérieure de coeur 4a. Cet assemblage combustible 7a ainsi séparé, reste et est maintenu dans cette position grâce aux outillages de sécurisation 20.

On relâche l'effort exercé par le vérin 65 et on déplace l'outil vérin 60, de manière à le séparer de la plaque supérieure de coeur 4a. Cet outil 60 peut être monté au niveau supérieur de la piscine 16. Les équipements internes 4 sont levés de quelques millimètres ou de quelques centimètres pour déterminer si l'assemblage combustible 7a est effectivement séparé de la plaque supérieure de coeur 4a. Dès ce déblocage effectué, les équipements internes supérieurs 4 peuvent être transférés sur leur stand de stockage. Ensuite, les opérateurs amènent au-dessus de l'assemblage combustible 7a, un outil de manutention de type connu, non représenté, et verrouille cet outil de manutention sur ledit assemblage combustible 7a. L'assemblage combustible 7a est soulevé de quelques millimètres par l'outil de manutention qui est relié à la machine de chargement du coeur du réacteur.

Cette levée de quelques millimètres permet de désolidariser l'outillage de sécurisation 20 de l'assemblage combustible 7a Cet assemblage combustible 7a usé est évacué vers une zone de stockage et est déposé dans un dispositif de réception adapté. Les outillages de sécurisation 20 sont ensuite évacués. Dans le cas où deux assemblages combustibles 7a sont restés accrochés sous la plaque supérieure de coeur 4a, on procède de la façon suivante. Tout d'abord, les opérateurs procèdent au déblocage à distance et successivement de chaque assemblage combustible 7a de la plaque supérieure de coeur 4a, à l'aide d'au moins un outil vérin 60 de décoincement, telle que représenté à la Fig. 5. Lorsque le déblocage des deux assemblages combustibles 7a est réalisé, un outil de manutention, non représenté, relié à la machine de chargement du coeur, est accroché à ce premier assemblage combustible 7a et cet assemblage combustible 7a est décollé de quelque millimètres. Les outillages de sécurisation 20 sont désolidarisés de ce premier assemblage combustible 7a, puis ledit premier assemblage combustible 7a est soulevé et évacué vers une zone de stockage pour le déposer dans un dispositif de réception adapté. L'outil de manutention relié à la machine de chargement du coeur du réacteur est mis en place à l'aplomb du second assemblage combustible 7a et verrouillé à celui-ci. Ce second assemblage combustible 7a est soulevé de quelques millimètres de façon à désolidariser ledit second assemblage combustible 7a des outillages de sécurisation 20.

Le second assemblage combustible 7a est soulevé et évacué vers la zone de stockage où il est déposé dans un dispositif de réception adapté. Selon une variante, après la désolidarisation de l'assemblage combustible 7a de la plaque supérieure de coeur 4a, cet assemblage combustible 7a peut être soulevé avec les outillages de sécurisation 20 et l'ensemble ainsi constitué peut être évacué vers une zone de stockage pour déposer l'assemblage combustible 7a dans un dispositif de réception 15 adapté. Ensuite, les outillages des sécurisation 20 sont désolidarisés de cet assemblage combustible 7a.

Dans le cas où deux assemblages combustibles 7a sont restés accrochés sous la plaque supérieure de coeur 4a, on peut procéder de manière identique pour évacuer les deux assemblages combustibles 7a et l'outillage de sécurisation 20 vers la zone de stockage.

Dans le cas où l'assemblage combustible 7a ne peut être décroché de la plaque supérieure de coeur 4a à l'aide de l'outil vérin de décoincement 60, les opérateurs peuvent procéder d'une manière différente. Après avoir sécurisé et maintenu l'assemblage combustible 7a l'aide des outillages de sécurisation 20, les opérateurs soulèvent au moyen du support tripode 18 (Fig. 6) suspendu au pont polaire du bâtiment du réacteur nucléaire, non représenté, l'ensemble constitué par les équipements internes supérieurs 4, par les outillages de sécurisation 20 et par l'assemblage combustible 7a. Cet ensemble est transféré sur le stand de réception, comme montré à la Fig. 7.

Ensuite, l'assemblage combustible 7a est descendu et engagé dans un dispositif de réception 15 adapté. Les opérateurs procèdent au déblocage à distance, par des moyens appropriés, de l'assemblage combustible 7a de la plaque supérieure de coeur 4a pour que ledit assemblage combustible 7a repose dans le dispositif de réception 15. Les outillages de sécurisation 20 sont désolidarisés de l'assemblage combustible 7a qui est évacué vers une zone de stockage. Dans le cas où deux assemblages combustibles 7a sont restés accrochés sous la plaque supérieure de coeur 4a, on peut procéder de manière identique pour évacuer l'ensemble constitué par les équipements internes supérieurs 4, par les deux assemblages combustibles 7a et par les outillages de sécurisation 20. Cet ensemble est transféré sur le stand de réception et les opérateurs effectuent les mêmes opérations de déblocage à distance pour chacun des assemblages combustibles 7a.30

Claims (5)

1. REVENDICATIONS1.- Procédé de récupération d'au moins un assemblage combustible (7a) 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 des équipements internes supérieurs (4), caractérisé en ce qu'après avoir décelé la présence dudit au moins assemblage combustible (7a) resté accroché sous la plaque supérieure de coeur (4a), lors du levage des équipements internes supérieurs (4), a) on sécurise et on maintient sous eau ledit au moins assemblage combustible (7a) à l'aide d'un ensemble d'outillages de sécurisation (20) en appui sur la bride (1 b) de la cuve (1), et on réalise sous eau au moins les étapes principales suivantes : b) on procède au déblocage à distance dudit au moins assemblage combus- tible (7a) de la plaque supérieure de coeur (4a), à l'aide d'au moins un outil vérin (60) de décoincement : c) on transfert les équipements internes supérieurs (4a) et on les pose sur un stand de réception aménagé dans la piscine (16) remplie d'eau, d) on évacue vers une zone de stockage ledit au moins assemblage combustible (7a) usé pour le déposer dans un dispositif de réception (15) adapté, et e) on évacue les outillages de sécurisation (20) après leur séparation dudit au moins assemblage combustible (7a).
2. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'après avoir effectué les étapes a), b) et c) : - on amène au-dessus dudit au moins assemblage combustible (7a) un outil de manutention et on verrouille cet outil de manutention sur ledit au moins assemblage combustible (7a),- on soulève de quelques millimètres à l'aide de l'outil de manutention ledit au moins assemblage combustible (7a), - on désolidarise les outillages de sécurisation (20) dudit au moins assemblage combustible (7a), - on élève verticalement ledit au moins assemblage combustible (7a), et - on exécute les étapes d) et e).
3. 3. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'après avoir effectué l'étape a), b) et c) : - on amène au-dessus dudit au moins assemblage combustible (7a), un outil de manutention et on verrouille cet outil de manutention sur ledit au moins assemblage combustible (7a), - on soulève ledit au moins assemblage combustible (7a) avec les outillages de sécurisation (20), - on exécute l'étape d) avec les outillages de sécurisation (20) solidaires dudit au moins assemblage combustible (7a), - on désolidarise les outillages de sécurisation (20) dudit au moins assemblage combustible (7a), et - on réalise l'étape e).
4. 4. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'après avoir effectué l'étape a) : - on exécute l'étape c) avec les outillages de sécurisation (20) et ledit au moins assemblage combustible (7a), - on descend et on engage ledit au moins assemblage combustible (7a) dans un dispositif de réception (15) adapté, et - on exécute les étapes b) et e).
5. 5. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que pour deux assemblages combustibles (7a) restés accrochés sous la plaque supérieure de coeur (4a) : - on procède au déblocage à distance et successivement de chaque assemblage combustible (7a) de la plaque supérieure de coeur (4a) à l'aide dudit au moins outil vérin de décoincement (60), - on soulève de quelques millimètres à l'aide de l'outil de manutention le premier assemblage combustible (7a),- on désolidarise le premier assemblage combustible (7a) des outillages de sécurisation (20), - on élève et on évacue le premier assemblage combustible (7a), - on soulève de quelques millimètres à l'aide de l'outil de manutention le 5 second assemblage combustible (7a), - on désolidarise le second assemblage combustible (7a) des outillages de sécurisation (20), - on élève et on évacue le second assemblage combustible (7a), et - on évacue les outillages de sécurisation (20). 10