WO1995008173A1 - Procede de demantelement d'un generateur de vapeur usage d'un reacteur nucleaire a eau sous pression - Google Patents

Procede de demantelement d'un generateur de vapeur usage d'un reacteur nucleaire a eau sous pression Download PDF

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WO1995008173A1
WO1995008173A1 PCT/FR1994/001027 FR9401027W WO9508173A1 WO 1995008173 A1 WO1995008173 A1 WO 1995008173A1 FR 9401027 W FR9401027 W FR 9401027W WO 9508173 A1 WO9508173 A1 WO 9508173A1
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steam generator
tubes
cutting
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bundle
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Michel Dubourg
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Framatome
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    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/002Component parts or details of steam boilers specially adapted for nuclear steam generators, e.g. maintenance, repairing or inspecting equipment not otherwise provided for
    • F22B37/007Installation or removal of nuclear steam generators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/003Nuclear facilities decommissioning arrangements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Definitions

  • the present invention relates to a method for dismantling a used steam generator of a pressurized water nuclear reactor.
  • the generator 'highly radioactive steam is subject to periodic radiation monitoring.
  • the object of the invention is to avoid storing and monitoring the steam generator out of service and to propose a method of dismantling the steam generator producing a reduced volume of waste and making it possible to recover or recycle certain noble materials contained in the steam generator, in particular the Inconel used for the manufacture of certain elements of the primary part of the steam generator.
  • the invention relates to a process for dismantling a used steam generator of a pressurized water nuclear reactor, comprising a primary part connected to the primary circuit of the reactor, this primary part comprising elements
  • LOCATION SHEET metallic contaminated by contact, in operation, with a coolant of the reactor core, characterized in that:
  • the internal surface of the metal elements of the primary part is decontaminated by circulation of a hard acid decontamination solution comprising valence cerium IV in contact with this surface,
  • the steam generator is cut so as to separate the decontaminated metal elements from the rest of the steam generator
  • the decontaminated metallic elements are remelted and treated so as to form new metallic elements.
  • the invention applies in particular to a steam generator whose primary part comprises a bundle of U-shaped tubes of nickel alloy fixed at their ends in a tubular steel plate delimiting with a substantially spherical steel bottom a box coolant, connected to U-shaped tubes, comprising two compartments separated by a nickel alloy partition, this steam generator further comprising an external envelope comprising a lower ferrule containing the bundle of tubes, connected at one end to the plate tubular and at the other end to an upper shell containing a steam drying assembly.
  • the steam generator is cut so as to separate the tubular plate, the bundle tubes, the bottom of the water box and the partition separating them from the water box,
  • the upper shell is separated from the rest of the steam generator by cutting out the outer casing in a plane transver ⁇ sal substantially at the junction between the lower shell and the upper shell,
  • the steam generator is positioned substantially vertically and the lower shell is filled with water up to a predetermined height measured from the tube plate, - the water contained in the lower shell is frozen,
  • the bundle of tubes is separated from the tube plate by cutting in a transverse plane of the steam generator at the level of the mass of ice, - the tubes are extracted from the lower shell,
  • the tubular plate is separated from the water box by cutting in a transverse plane of this water box near its junction edge with the tubular plate
  • the partition is separated from the bottom of the water box by cutting of this partition near its junction edge with the bottom.
  • the steam generator is cut at the level of the ice mass by means of a band saw
  • the water box is cut close to its junction edge with the tube plate by means of a band saw
  • - flame cutting is carried out by means of a carriage, carrying a cutting torch, guided along the junction edge of the partition with the bottom of the water box,
  • the steam generator is positioned substantially horizontally so that the U-tubes of the bundle are substantially parallel to a horizontal plane, then the U-tubes are extracted from the ferrule lower by horizontal translation,
  • the predetermined height of water in the lower shell, measured from the tube plate, is approximately 1 meter
  • the outer surface of the lower shell is insulated and its open end is closed after separation from the upper shell with a heat-insulating plug
  • the tubular plate - re, the bottom and the partition of the water box are cut by flame cutting, the decontaminated metal elements are remelted in an electric induction heating oven,
  • the bundle tubes and the partition are melted and treated by adding alloying elements so as to obtain new elements made of nickel alloy chosen from the Inconel 690, the Incoloy 800 and the Hastelloy C22 or stainless steel according to the American standard AISI 316,
  • the new nickel alloy elements are used to manufacture tubes for the steam generator of a nuclear installation
  • the new steel or cast iron elements are used to manufacture shielded enclosures for the packaging of nuclear waste.
  • FIG. 1 is an elevational view, with a partial longitudinal section, of a used steam generator of a nuclear reactor pressurized water, in vertical position, intended to be dismantled by the method according to the invention
  • - Figure 2 is a view similar to Figure 1 in which the upper shell has been separated from the rest of the steam generator and the lower shell has been insulated
  • - Figure 3 is an elevational view of an installation for extracting the tubes from the bundle of the lower shell, and for cutting these tubes, the steam generator being in the horizontal position and being shown diagrammatically;
  • FIG. 4 is a top view of the installation of Figure 3, in which the steam generator has not been shown;
  • FIG. 5 is a perspective view of the water box separated from the rest of the steam generator intended to be dismantled according to the method of the invention.
  • FIG. 1 shows a steam generator of a pressurized water nuclear reactor, designated by the general reference 10, of generally cylindrical shape, in a substantially vertical position corresponding to its usual position when it is in operation. .
  • the steam generator 10 comprises an outer casing 12, of steel, comprising a lower ferrule 14 connected at its lower end to a tubular plate 15 of very thick, made of steel, and at its upper end to an upper ferrule 16 via of a frustoconical connection part 18.
  • the upper shell 16 contains a steam drying assembly (not shown in the figures) and the lower shell 14 contains a vaporizer assembly comprising a bundle 20 of tubes 22 bent into a U , arranged in successive layers and comprising upper parts in the form of semi-circular hangers 22A forming a bun of the bundle 20.
  • the bundle 20 usually comprises several thousand tubes of which only a few have been shown in Figure 1, for reasons of clarity.
  • the straight parts 22B of the tubes of the bundle 20 are crimped at their ends in the tubular plate 15, so as to open into a water box 24 delimited by this tubular plate 15 and a substantially spherical bottom 26 of steel comprising two compartments separated by a partition 28.
  • the tubes of the bundle 20 and the partition wall 28 of the water box are made of a nickel alloy of the Inconel 600 type.
  • the tubes 22 of the bundle and the water box 24 form the primary part of the steam generator 10, this being connected to the primary circuit of the reactor in which circulates, in operation, a coolant for cooling the reactor core, by two openings 30, 32 upstream and downstream respectively provided in the two compartments of the water box 24.
  • FIG. 1 also shows plates 34 for bracing the rectilinear parts of the tubes 22, anti-vibration bars 36 disposed on the curved parts of the tubes 22, and an internal ferrule 38 surrounding the bundle 20, intended to channel the edible water circulating in the steam generator 10.
  • These various elements are made of steel.
  • the steam generator 10 is isolated from the primary circuit, then the internal surface of the tubes 22 of the bundle and of the water box 24 is decontaminated, in contact with the coolant of the reactor core when the generator steam is in operation, by circulation of a solution of hard acid decontamination comprising valence IV cerium in contact with this surface.
  • a solution of hard acid decontamination comprising valence IV cerium in contact with this surface.
  • the steam generator 10 is cut so as to separate the lower 14 and upper 16 ferrules 16, the tube plate 15, the tubes 22 of the harness, the bottom 26 and the partition wall 28 of the water box, as will be described below.
  • the upper shell 16 and the drying assembly are separated from the rest of the steam generator by cutting out the external envelope 12 in a transverse plane H1, substantially at the junction between this upper shell and the connecting part 18, with mechanical means of known type (see Figure 1).
  • the lower shell 14 is filled with water to a predetermined height of approximately 1 meter from the tubular plate 15. Then the external surface of the lower shell 14 with a coating 40 of known type, and the end of this open shell 14 is closed after separation from the upper shell 16 by a heat-insulating plug 42, as shown in FIG. 2.
  • the water is frozen by circulation of cold air in the tubes 22 of the bundle and in the water box 24.
  • the cold air is produced by a refrigeration unit 44 connected by a duct 46 to the upstream opening 30 of the water box.
  • the downstream opening 32 of the water box is connected to a duct 48 for evacuating the heated air.
  • the water is frozen to a temperature of about -20 "C.
  • the mass of ice obtained makes it possible to join together the lower ends of the lower ferrule 14, of the tubes 22 of the bundle and of the internal ferrule 38.
  • the bundle 20 of tubes is separated from the tube plate 15 by cutting the steam generator in a transverse plane H2 at the level of the frozen body of water, at a height of approximately between 60 and 80cm above the tube plate 15, using a band saw 50 of known type (see Figure 2).
  • the metallic elements embedded in the ice have very different thicknesses.
  • the lower ferrule 14 has a thickness of approximately 80mm and the tubes 22 of the bundle have a thickness of approximately 1mm.
  • the steam generator 10 is positioned substantially horizontally, on cradles 53, so that the U-shaped tubes 22 of the bundle are substantially parallel to a horizontal plane.
  • the installation 52 for extracting and cutting the tubes 22 comprises a substantially horizontal platform 54 carried by uprights 56 so as to be adjustable in height.
  • the platform 54 is arranged in the extension of the bun of the bundle 20 of tubes.
  • the installation 52 further comprises means for hooking and extracting the tubes 22, of known type, comprising in particular a winch 58, intended to move the tubes 22 in horizontal translation by sliding them on the platform 54.
  • the tubes 22 are extracted one by one or preferably by sheet.
  • the height of the platform 54 is adjusted as a function of the height of the successive layers of tubes which it is desired to extract.
  • disc saws 60 slidably mounted on guides 62 perpendicular to the rectilinear branches 22B of the tubes 22, spaced longitudinally between them at distances equal to the length of the sections of tubes which it is desired to obtain.
  • the tubes 22 can be cut elsewhere than on the platform 54 with other cutting means than disc saws 60, for example with shears.
  • the length of the tube sections is between approximately 0.8 and 1 m.
  • the tubular plate 15 is separated from the water box 24 by cutting out this water box 24 in a transverse plane H3, near its junction edge with the tubular plate 15 (see FIG. 2).
  • this cutting is carried out by means of the band saw 50 used beforehand to separate the tube plate 15 from the tubes 22 of the bundle.
  • this water box 24 is placed on supports 64 so that its open face is substantially horizontal (see FIG. 5), and the partition is separated 28 from the bottom 26 of the water box by cutting this partition near its junction edge with the bottom.
  • this cutting is carried out by flame cutting with means as shown in FIG. 5.
  • 1Oxycutting is carried out by means of a carriage 66, of known type (shown diagrammatically in FIG. 5) carrying a cutting torch, not shown in this figure, guided along the junction edge of the partition 28 with the bottom 26 by means of a rack 67 fixed near this junction.
  • the partition 28 is attached to a bracket 68 of known type, carried by the edge of the bottom 26, so as' to be maintained during the operation oxycou ⁇ page.
  • these elements After cutting up the decontaminated metallic elements of the primary part of the steam generator, these elements are remelted, preferably in an electric furnace with induction heating, and they are treated so as to form new metallic elements.
  • the fumes leaving the electric furnace are treated and filtered by known means so as to avoid the rejection to the atmosphere of contaminated particles contained in these fumes.
  • the sections of tubes 22 and of partition wall 28 which are made of Inconel 600, are remelted and treated by adding an alloy element so as to obtain new elements made of a nickel alloy chosen for example from the Inconel 690, Incoloy 800, Hastelloy C22 or stainless steel according to American standard AISI 316.
  • the sections of tubular plate 15 and bottom 26 which are made of steel are remelted and optionally treated by adding alloying elements so to obtain new steel or cast iron elements.
  • the new metallic elements obtained by reflow of the decontaminated metallic elements of the primary part of the steam generator have activities such that they can be used in nuclear installations.
  • the new elements in nickel alloy preferably in Inconel 690
  • the new elements in steel or cast iron are used to manufacture enclosures shielded for the conditioning of nuclear waste.
  • the lower 14 and upper 16 ferrules of the external envelope of the steam generator and the internal ferrule 38 surrounding the bundle 20 of tubes, are not contaminated and can be reused at least partially in nuclear installations.
  • the spacer plates 34, the anti-vibration bars 36 and the various elements attached to the lower and upper ferrules are recovered after dismantling the steam generator and sectioned so as to be treated like ordinary uncontaminated scrap elements.
  • the invention is not limited to the embodiment described.
  • it can be applied to any used steam generator of a pressurized water nuclear reactor, comprising a primary part comprising metallic elements in which circulates, in operation, a coolant for cooling the reactor core, for example a bundle of straight, vertical primary water tubes connected at each of their ends to a tubular plate and a water box, or else a bundle of horizontal primary water tubes, the ends of which are connected to primary water inlet and outlet spaced apart.

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Abstract

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

Description

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

Claims

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

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2917154A1 (fr) * 2007-06-06 2008-12-12 Areva Np Sas Procede de demantelement pour la reutilisation des elements de l'enveloppe de pression d'un generateur de vapeur usage d'une centrale nucleaire.
CN106369886A (zh) * 2016-11-07 2017-02-01 珠海格力电器股份有限公司 干式蒸发器

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2853129B1 (fr) * 2003-03-28 2005-09-09 Salvarem Procede et produit de decontamination radioactive

Citations (6)

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

Patent Citations (6)

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

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
DATABASE INIS INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), VIENNA, AT; 18 June 1993 (1993-06-18), DUBOURG, M. ET AL: "Hard chemical decontamination of steam generator bundles. Decontamination par chimie dure des faisceaux de generateurs de vapeur." *
DATABASE INIS INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (IAEA), VIENNA, AT; April 1992 (1992-04-01), DUBOURG, M. (FRAMATOME, PARIS (FRANCE)): "New processes will speed nuclear decommissioning." *
DISMANTLING OF NUCLEAR FACILITIES POLICIES - TECHNIQUES. LE DEMANTELEMENT DES INSTALLATIONS NUCLEAIRES POLITIQUES - TECHNIQUES. PARIS: SOCIETE FRANCAISE D'ENERGIE NUCLEAIRE. 1993. P. 300-313 OF 418 P. CONFERENCE: INTERNATIONAL CONFERENCE ON DISMANTLI, FRANCE *
MODERN POWER SYSTEMS (APR 1992) V. 12(4) P. 49, 51, 53. CODEN: MPSYDU ISSN: 0260-7840, UNITED KINGDOM *

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2917154A1 (fr) * 2007-06-06 2008-12-12 Areva Np Sas Procede de demantelement pour la reutilisation des elements de l'enveloppe de pression d'un generateur de vapeur usage d'une centrale nucleaire.
WO2009000994A2 (fr) * 2007-06-06 2008-12-31 Areva Np Procede de demantelement pour la reutilisation des elements de l'enveloppe de pression d'un generateur de vapeur usage d'une centrale nucleaire
WO2009000994A3 (fr) * 2007-06-06 2009-06-04 Areva Np Procede de demantelement pour la reutilisation des elements de l'enveloppe de pression d'un generateur de vapeur usage d'une centrale nucleaire
CN106369886A (zh) * 2016-11-07 2017-02-01 珠海格力电器股份有限公司 干式蒸发器
CN106369886B (zh) * 2016-11-07 2022-07-08 珠海格力电器股份有限公司 干式蒸发器

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