WO2001050480A1 - Installation et procede d'entreposage de produits irradies et notamment d'assemblages de combustible nucleaire irradies - Google Patents

Installation et procede d'entreposage de produits irradies et notamment d'assemblages de combustible nucleaire irradies Download PDF

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WO2001050480A1
WO2001050480A1 PCT/FR2000/003540 FR0003540W WO0150480A1 WO 2001050480 A1 WO2001050480 A1 WO 2001050480A1 FR 0003540 W FR0003540 W FR 0003540W WO 0150480 A1 WO0150480 A1 WO 0150480A1
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irradiated
handling
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PCT/FR2000/003540
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Inventor
Gérard ALETON
Philippe Moreau
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Framatome Anp
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/34—Disposal of solid waste
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to an installation for dry storage of irradiated products such as irradiated nuclear fuel assemblies, in a ventilated building and to a method for storing irradiated products in the storage installation.
  • nuclear fuel assemblies are used which are introduced into the nuclear reactor in adjacent positions, to constitute the core of the nuclear reactor.
  • Such fuel assemblies comprise nuclear fuel elements of elongated shape, for example of circular cross section which are assembled together in arrangements such that their longitudinal axes are parallel, to form bundles of fuel elements or rods.
  • the fuel rods are themselves constituted by cladding tubes filled with oxide pellets such as uranium oxide enriched in fissile uranium.
  • the assemblies and the fuel rods have a length which corresponds to the height of the nuclear reactor core, this length generally being of the order of 4 m .
  • the nuclear fuel elements constituted by cladding tubes filled with natural uranium oxides have a much shorter length, of the order of 500 mm , and are assembled in the form of bundles in which the fuel elements are all mutually parallel, these assemblies being called clusters.
  • nuclear fuel assembly will denote both the fuel assemblies constituted by bundles of long rods which are arranged in the reactor core, along the entire height of the core, in an arrangement vertical, as the assemblies or clusters of shorter length which are placed in the core of the nuclear reactor, in a horizontal arrangement.
  • fuel assemblies of great length for example 10 meters, are used, which comprise, along their length, two active parts constituted by fuel rods arranged in the form of bundles and joining or handling parts of the fuel assembly.
  • One of the problems which confronts the operator of nuclear power plants relates to the storage of irradiated assemblies which are extracted from the core of the nuclear reactor, after a certain period of operation of the reactor. It is in fact generally necessary to carry out a long-term storage of nuclear fuel assemblies, after they have left the core and after temporary storage in a swimming pool in the fuel building of the nuclear power station, so as to decrease their level of activity up to a level enabling them to be transported to an installation such as a repair, reprocessing, storage or long-term storage installation.
  • a first type of storage is carried out by placing the fuel assemblies in racks immersed in the water of a deactivation pool and resting on the bottom of the pool.
  • This type of storage requires the construction of costly installations comprising in particular a swimming pool and means for handling the fuel assemblies. In addition, the operating costs of such facilities are also high.
  • a second type of storage of fuel assemblies known as storage or dry storage which consists in placing the fuel assemblies inside a ventilated storage room, or silo, in which the fuel assemblies fuel are immersed in air.
  • the fuel assemblies are generally placed in a vertical position, that is to say with their longitudinal axis in a vertical direction.
  • a problem inherent in the storage of irradiated nuclear fuel assemblies in addition to the criticality problem, relates to the evacuation of the residual energy released by the fuel assemblies, under form of heat.
  • the residual energy In the case of wet storage, the residual energy is absorbed by the water in the storage pool and in the case of dry storage, the residual energy of the fuel assemblies in the form of heat is evacuated by the ventilation air in the storage room.
  • a dry storage system for irradiated nuclear fuel assemblies in which concrete storage modules are used, each intended to receive a metal envelope containing irradiated fuel assemblies which are extracted from the core of a nuclear reactor, introduced inside the metal envelope and transported by a transfer unit, to the storage modules.
  • the storage module includes a ventilation system making it possible to circulate air in contact with the external surface of the metal casing containing the fuel assemblies, without the cooling air being able to come into contact with the fuel assemblies. combustible.
  • the metal casing is arranged in the module, so that the fuel assemblies are in a horizontal position during their storage.
  • This system requires heavy means of transporting the metallic envelopes (canisters) by an enormous castle (cask) and causes, by its design, a rise in temperature up to approximately 400 ° C.
  • each of the modules contains a plurality of fuel assemblies which are placed juxtaposed.
  • the evacuation of the heat given off by the fuel assemblies by heat transfer to the wall of the metal casing and consequently the cooling of the fuel assemblies is not carried out under the best conditions.
  • the object of the invention is therefore to propose an installation for storing irradiated products and in particular nuclear fuel assemblies, of elongated shape and having a substantially uniform cross section in their longitudinal direction, comprising a storage building comprising at least one storage location for at least one irradiated product of elongated shape in a substantially horizontal position, means for channeling cooling air to circulate it around the storage location, handling means for loading and unloading the storage location with irradiated products and means of transport to bring the irradiated products and evacuate them, in a distribution part of the storage building, this installation making it possible to store a very large number irradiated products, and in particular fuel assemblies for very long periods of time, in very under good safety conditions and also allowing continuous monitoring of irradiated products in all parts of the storage facility with identification of irradiated products responsible for contamination.
  • the storage building contains a first plurality of storage modules entirely separated from each other by concrete walls, and inside each of the modules, a second plurality of storage locations comprising each a housing for at least one irradiated product having a substantially horizontal axis and a cross section adapted to accommodate the section of a single irradiated product and a loading hall in which can move a machine for loading and unloading storage locations with irradiated products and the distribution part of the storage building is constituted by a handling gallery communicating with an end part of each of the loading halls of each of the modules, by an opening which can be closed by an insulating door in which is movably mounted a means of transporting irradiated products for their taking up or their evacuation, by or from a loading machine capable of move into the loading hall of any of the modules.
  • Figure 1 is a perspective view of a fuel bundle of a CANDU reactor.
  • Figure 2 is an axial sectional view of a storage case for irradiated clusters of the CANDU reactor.
  • Figure 3 is a schematic sectional view through a vertical plane of part of a local storage of spent fuel bundles, according to the method of the invention.
  • FIG. 4 is a front view along 4 of FIG. 3.
  • FIG. 5 is a cross-sectional view of a channel of a storage installation making it possible to implement the method according to the invention, in which a case is placed containing irradiated fuel bundles.
  • Figure 6 is a plan view of a portion of the spent fuel storage facility.
  • Figure 7 is a longitudinal sectional view along 7-7 of Figure 6.
  • Figure 8 is a schematic view of part of the storage facility for spent fuel bundles.
  • FIG. 9 is a schematic plan view showing the directions of circulation of the means of transport of the fuel assemblies in the handling gallery of the storage installation and a loading machine in the loading hall of a module.
  • a fuel bundle 1 of a CANDU reactor has been represented which is constituted by fuel elements 2 of elongated cylindrical shape maintained by spacer grids such as 3, in the form of a bundle in which the fuel elements 2 are all parallel to each other.
  • Each of the fuel elements 2 consists of a tube made of a zirconium alloy such as Zircaloy 4 filled with pellets of natural uranium oxides. The fuel elements 2 are held in the bundle so that there remains a certain space between the fuel elements, over the entire length of these elements.
  • the fuel elements 2 and the cluster 1 generally have a length close to 500 mm and the cluster has an outside diameter of the order of 100 mm.
  • the irradiated bunches are placed in isolated cases.
  • the fuel bundles 1 discharged from the CANDU nuclear reactor are transferred to a specialized workshop.
  • the specialized workshop loads cases with irradiated fuel bundles.
  • FIG 2 there is shown a case 4 which can be used for the storage of fuel bundles 1 discharged from a CANDU nuclear reactor.
  • the case 4 which is made of metal and preferably of stainless steel, has a generally tubular shape and can be constituted for example by a central tube 4a closed at one of its ends by a bottom 4b in the shape of a warhead welded to the end of this tube 4a. At the end of the tube 4a opposite the end closed by the bottom 4b, is fixed by welding an annular part 4c having a conical outer surface machined internally to form a groove 5 for receiving a cover 6 for closing the case.
  • Each of the tubular cases 4 delimits an internal housing of cylindrical shape and axis 7 intended to receive irradiated fuel bundles.
  • the cases 4 and their closing cover 6 are delivered to the specialized loading workshop in sufficient numbers to receive the fuel load extracted from the core of a reactor or of several reactors.
  • the case is generally placed in an arrangement such that the axis 7 of the housing is horizontal and one engages in the housing which is closed at one of its ends by the bottom 4b and open at its second end, a first spent fuel bundle 1 (shown in dotted lines in Figure 2), in the direction of axis 7, to the bottom of the housing. Then, successively and one by one, other clusters 1 are engaged, so as to fill the housing of the case 4.
  • the cover 6 After filling, the cover 6 is put in place and welded by a peripheral weld 6 ′, inside the groove 5 of the open end part of the case 4.
  • the cover 6 has a central opening and, fixed according to this opening by a sleeve 8 ', a tube 8 constituting a nozzle by means of which it is possible to evacuate the air contained in the housing of the case 4, then filling the housing of the case 4 enclosing the fuel bundles 1 by a neutral gas such as argon, nitrogen or helium.
  • a neutral gas such as argon, nitrogen or helium
  • the fuel assemblies which are generally rectangular in shape have a square section having a side with a length close to 20 cm and a length d 'about 4 m.
  • the case may have a housing having a square section whose side is very slightly greater than the side of the maximum section of the fuel assembly and whose total length between the bottom and the closure cover is greater than the length of the fuel assembly.
  • the cross section of the housing of the case will be provided so as to be able to contain the cross section of a single fuel assembly.
  • the fuel elements such as rods of an irradiated fuel assembly are placed in the position they occupy in the fuel assembly in service and immersed in an atmosphere of neutral gas. It is possible to fill the case with neutral gas at a pressure substantially equal to atmospheric pressure or at a slightly higher pressure. It is also possible to pressurize the internal housing of the case by introducing a neutral gas under higher pressure, so as to promote heat exchanges between the fuel rods and the wall of the case 4.
  • Irradiated fuels indeed have a residual power which is released in the form of heat, over time, when the activity of the fuel decreases.
  • the wall of the cases containing fuel assemblies must be cooled in order to dissipate the energy released in the form of heat by the irradiated fuel.
  • the fuel assemblies 1 are stored by introducing the cases 4, each inside a channel 10 of circular section and horizontal axis, of a storage facility.
  • the storage installation comprises a building 12 which can be very large when it is desired to carry out the long-term storage of very many fuel bundles and more generally very many fuel assemblies.
  • Building 12 which can be partially buried, as can be seen in FIG. 7, is delimited and partitioned internally by concrete partitions.
  • the external walls of the building can be protected against external aggressions by earth embankments and / or parapets or lateral negations which have a good effectiveness for the protection against land or air shots.
  • the concrete partitions delimit an actual storage area 13 which is itself separated into successive modules such as 13a and 13b, a gallery 14 for handling cases 4 enclosing the assemblies of fuel and a maintenance gallery 15.
  • the storage building 12 can include any number of modules juxtaposed and aligned on one or two sides along the length of the handling gallery 14 of the fuel assemblies, possibly placed inside cases such as it has been explained previously.
  • each of the rows such as 16a, 16'a, 16b, 16'b of storage racks 17 each comprising a set of storage channels 10, as can be seen in FIGS. 3 and 4.
  • each of the rows such as 16a, 16'a, 16b, 16'b of storage racks comprises eight storage racks placed two by two opposite each other inside a module such as 13a and 13b.
  • the storage racks which are each produced in the form of a metal structure (visible in FIG. 3) comprising a ceiling, side walls, tubular channels and one or more intermediate support walls for the channels are prefabricated in the factory and installed on the site of the storage building, prior to the concrete pouring of the upper parts of the building.
  • the outer walls of the storage racks serve as formwork walls, when pouring concrete from the upper parts of the storage building and from the internal coating (liner) of these upper parts. This reduces the execution time and the cost of the storage building.
  • the two rows of racks such as 16a and 16'a of a module such as 13a are separated by an aisle 18 in which a case loading machine 19 circulates in the longitudinal direction 18 'of the aisle 18, both rows 16a and 16'a of racks 17 and the aisle 18 constituting a span of storage racks contained in the storage module 13a.
  • the concrete wall of the module 13a has an opening 20 'bringing the end of the aisle 18 into communication with the handling gallery 14 of the cases 4, the opening 20' can be closed by an insulating door 20, so as to completely isolate the module 13a.
  • each of the modules is equipped with a loading machine 19 which is specific to it. However, it is possible, to reduce costs, to use one (or more) loading machine (s) which can be transferred from one module to another to carry out loading and unloading operations.
  • the storage channels 10 of a storage rack 17 consist of tubes, for example stainless steel tubes which are closed in leaktight manner at one of their ends by a bottom 10a.
  • the storage channels 10 are fixed at their end closed by the bottom 10a in an opening of a first wall of the rack and engaged, by their opposite open end, in a second wall 26 constituting the front loading face of the rack 17, the first and second walls providing support for the storage channels 10 being parallel to the aisle 18 formed between the two rows of module storage racks.
  • the storage channels 10 are placed with their axis in a substantially horizontal arrangement.
  • the axes of the channels could also be slightly inclined downward towards their end closed by the bottom 10a, so as to avoid the exit of the cases containing the fuel assemblies, in the event of an earthquake.
  • the length of the tubular storage channels 10 in their axial direction 9 which is the direction of loading and unloading of the cases is greater than the overall length of the cases 4.
  • tubular storage channels 10 are placed in parallel arrangements and extend into the internal space of the storage rack which is closed by concrete walls and by the steel front wall 26 adjacent to the aisle 18 and completely isolated from the module space located vertically from the aisle 18 and constituting the loading hall 24 in which the loading machine 19 circulates.
  • storage channels 10 which open through their open part into the loading hall 24 are distributed inside the volume of the storage rack according to a regular arrangement which is visible in particular in FIG. 4 showing the front wall 26 of a hay rack storage on which open the open ends of the storage channels 10.
  • the storage channels 10 are distributed in successive vertical rows, with a staggered arrangement, for example in thirty successive vertical rows each comprising ten storage channels, the storage rack then containing three hundred storage channels.
  • the tubular channels 10 are arranged in the manner of tubes of a tubular heat exchanger, the open ends of the storage channels opening into the loading hall 24 being fixed in a sealed manner. , for example by welding on a steel plate constituting the front plate 26 of the rack 17 adjacent to the aisle 18 of the loading hall 24.
  • air for cooling the storage channels 10 is circulated so as to circulate in contact with the external surface of each of the storage channels of each of the racks of the different storage modules.
  • the cooling air is distributed by a manifold 29 to the lower part of each of the storage racks 17.
  • the circulating air passes through the rack 17 in the vertical direction and from bottom to top to exit in an upper manifold 30 communicating with an ventilation chimney 28.
  • the atmospheric air circulates, inside the storage building 12, between an inlet opening 27 and outlet outlets 28 'of the chimney 28 by natural circulation, the opening 27 being placed facing the direction of the prevailing wind on the site of the storage building and the gills 28 'being placed at the top of the ventilation chimney 28.
  • the natural circulation of air in the storage building has been represented by the arrows 25.
  • the collector 29 of cooling air communicating with the lower part of the racks 17 of the storage modules is supplied by atmospheric air circulation through the inlet opening 27 and extends below the storage racks 17 of all the modules 13a, 13b of the storage installation.
  • the upper air recovery collector 30 extends above all of the storage racks of the modules of the storage installation.
  • the irradiated fuel assemblies are placed, prior to their storage, in insulated cases, in a specialized workshop 22 for loading cases in which the irradiated fuel assemblies extracted from the nuclear reactor core are brought.
  • a means of transport is provided such as a transport castle 23 making it possible to transfer the cases 4 loaded with irradiated fuel assemblies or other irradiated products from the specialized loading workshop to the handling gallery 14 of the storage building. 12.
  • the cases brought by the transport castle 23 in the handling gallery 14 are supported by an overhead crane 34 serving the handling gallery.
  • each of the traffic lanes of the loading machine 19 of a loading hall 24 of a storage module is extended as far as the handling gallery 14, in the alignment of the aisle 18, so that the loading machine 19 of the storage module can come into the loading or unloading position of storage cases in the handling gallery 34, when the insulating door 20 of the module is open .
  • the traveling crane 34 can come vertically from the loading machine in position in the handling gallery 14 to place one or more cases containing fuel assemblies on the loading machine or, on the contrary, to take cases which have been extracts from the module by the loading machine.
  • the bridge 34 can thus take storage cases from the transport castle 23 to deposit them on one or more loading machines serving a module or, on the contrary, take care of cases containing fuel assemblies to place them in the castle transport 23, to ensure their evacuation.
  • the evacuation of cases containing fuel assemblies may be necessary in the case where the case is damaged and contains at least one fuel assembly of which one element has a leak.
  • the corresponding remote-controlled loading machine 19 can load and possibly unload each of the storage channels, the open ends of which open into the hall loading 24.
  • the loading can be carried out case by case, each of the successive cases being taken up by the loading machine or by group of two or three or more cases supported by the loading machine, for example in the gallery of handling 14.
  • FIG 9 there is shown schematically, by double arrows 19 'and 34' the respective movements of the loading machine 19 of a module 13a and the handling bridge 34, in the loading hall 24 of the module 13a and in the handling gallery 14, during loading or unloading operations of cases containing irradiated fuel assemblies.
  • the loading machine 19 moves in one direction and in the other, along the length of the aisle 18 of the loading hall 24 of the module, in the direction Y, as indicated by the double arrow 19 '.
  • the traveling crane 34 moves in the longitudinal direction of the handling gallery 14, in the direction X, as represented by the double arrow 34 '.
  • the movement of the loading machine in the Y direction makes it possible to place the means of loading and unloading of the handling machine, in a very precise manner, by means of remote control and display means, opposite a vertical row of storage channels 10 of one of the racks 17 of the module.
  • the displacement of the handling means of the loading machine in the Z direction makes it possible to place these handling means opposite a channel of the vertical row in which it is desired to carry out a loading or unloading operation.
  • the movement of the handling means of the loading machine to effect the loading or unloading of the storage channel is carried out in the direction X.
  • the displacement of the handling bridge, to come in line with the loading machine of one of the modules 13a, 13b, 13c or 13d in the advanced position in the handling gallery 14, is carried out in the direction X, as represented by the double arrow 34 ′ and the loading or unloading of the loading machine in the handling gallery is carried out by the traveling crane, in the direction Z.
  • all the insulating doors 20 giving access to the loading hall 24 of the modules can be opened, as shown in FIG. 6. I! it is also possible to open only the door of a module in which one carries out the introduction or the evacuation of a case.
  • all the insulating doors 20 closing the module loading halls are closed with the handling gallery 14, so that the modules are inaccessible.
  • the storage channels 10 are continuously cooled by circulating cooling air coming into contact with the outer surface of the channels of each of the racks 17 and ensuring the cooling of the wall of the channel 10 from the outside.
  • a natural circulation of cooling air in the storage building is sufficient to dissipate the heat produced when the spent fuel is deactivated.
  • the combustible material of the elements 2 is separated from the cooling air circulating in the storage building in contact with the external surface of the channels 10, as represented by the arrows 25, firstly by the sheath of the fuel elements, then by the wall of the case 4 in which the fuel bundle is arranged and finally by the wall of the channel 10.
  • the sheaths of the fuel elements cannot be considered as capable of forming a real and reliable barrier, insofar as one cannot guarantee their sustainability and where they are very often deteriorated when the fuel assemblies are stored.
  • radioactive substances are released inside the housing of the case 4
  • These radioactive substances are separated from the air 25 circulating in the storage building by a first barrier constituted by the wall of the case 4 and by a second barrier constituted by the wall of the channel 10. The risk of leakage from radioactive substances in the cooling air is therefore very low.
  • annular space 31 delimited between the outer surface of each of the cases 4 and the corresponding inner surface of the channel in which is stored the case 4 is filled with air which is in communication with the air filling the loading hall 24 into which the channel 10 opens.
  • each of the storage channels could also be equipped with a detector making it possible to monitor the contamination in the annular space 31, at the periphery of a case 4 stored in channel 10.
  • FIG. 8 The various functions of the storage installation according to the invention have been shown in FIG. 8. First of all, the cooling function has been shown diagrammatically by the arrow 25 for air circulation in contact with the external surface. channels 10.
  • the air 25 in circulation in contact with the external surface of the channels 10 is separated from the irradiated fuel assemblies 1 by a first barrier constituted by the wall of the case 4 and by a second barrier constituted by the wall of channel 10.
  • the contamination monitoring function by a possible release of radioactive substances has been shown diagrammatically by an air intake and a device 32 for monitoring contamination inside the loading hall 24 into which the channels 10 open out through the metal wall 26.
  • the wall 26 may preferably be constituted by a metal wall traversed by openings through which the open ends of the channels 10 are fixed by welding.
  • the surface of the metal wall 26 directed towards the loading hall 24 can be covered with a biological insulation material.
  • Biological isolation plugs 33 can be placed so as to seal the open ends of the channels 10 opening into the transfer hall 24.
  • the plugs 33 must not seal the channel openings tightly. If you have unloaded and recovered a leaking case, it is possible to replace the case in a specialized workshop.
  • the storage installation according to the invention and the corresponding storage method therefore make it possible to very safely perform long-term storage of a very large number of spent fuel assemblies.
  • the cases and the channels can have shapes and dimensions different from those which have been described, these shapes and dimensions being adapted to the shapes and dimensions of the irradiated fuel assemblies which are stored.
  • the storage channels of the cases may include, instead of a solid wall, an openwork wall.
  • the storage channels could also be replaced by spacer sheets, supports or cradles intended to receive the cases, in storage locations distributed inside the storage room. In this case, the cooling air circulates around the storage locations in contact with the wall of the cases.
  • the invention applies to the storage of a large number of irradiated products of elongated shape and having a substantially uniform cross-section, and in particular of fuel assemblies of various types constituted by fuel rods, the material of which nuclear fuel is contained in a tubular cladding.
  • the rods can be grouped in various ways to form assemblies, the number and shape of which may vary according to the type of reactor in which they are used.
  • the terms "assemblies”, “cassettes”, “clusters” or “bundles” may be used to refer to them.
  • the rods are grouped together to form square section assemblies with a length equal to the height of the reactor core.
  • the rods are grouped in assemblies with hexagonal sections, of a length equal to the height of the core,
  • the rods are assembled in cassettes or clusters of about 50 cm long with a circular shape.
  • the RBMK reactors comprise assemblies of very long length (approximately 10 m) comprising two active beams of approximately 3.5 m, eighteen rods each and of approximately circular section. Only the bundles are packaged in cases to store these assemblies.
  • placing a single irradiated product, such as a fuel assembly, in the cross section of the receiving case for the fuel assembly ensures very good cooling of the irradiated product through the wall of the case and possibly of the channel containing the case.
  • the installation according to the invention has a decisive advantage as regards its storage capacity for a very large number of fuel assemblies for a very long time and under very good safety conditions.

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Abstract

Les produits irradiés sont entreposés dans des emplacements d'entreposage tels que des canaux tubulaires placés dans des dispositions parallèles et sensiblement horizontales dans des râteliers (17) qui sont traversés par de l'air de refroidissement. Le bâtiment d'entreposage (12) renferme une pluralité de modules (13a, 13b) séparés les uns des autres par des parois en béton dans lesquels sont disposés des ensembles de râteliers d'entreposage (17). Chaque module (13a, 13b) comporte un hall de chargement (24) dans lequel circule une machine de chargement (19). Chacun des modules (13a, 13b) communique avec une galerie de manutention (14) dans laquelle circule un moyen de transport (34) tel qu'un pont roulant, par des ouvertures (20') qui peuvent être obturées par des portes isolantes (20). Les assemblages de combustible qui sont, de préférence, disposés à l'intérieur d'étuis fermés de manière étanche et remplis de gaz inerte, sont placés sur les machines de chargement (19) dans la galerie de manutention (14) par le pont roulant (34). Les machines de chargement (19) assurent le chargement et le déchargement des canaux des râteliers (17), à l'intérieur de chacun des modules d'entreposage (13a, 13b). L'installation d'entreposage suivant l'invention permet de réaliser l'entreposage d'un très grand nombre d'assemblages de combustible, dans un nombre voulu de modules (13a, 13b) entièrement séparés les uns des autres pendant le stockage et desservis par une machine de manutention.

Description

Installation et procédé d'entreposage de produits irradiés et notamment d'assemblages de combustible nucléaire irradiés
L'invention concerne une installation d'entreposage à sec de produits irradiés tels que des assemblages de combustible nucléaire irradiés, dans un bâtiment ventilé et un procédé d'entreposage des produits irradiés dans l'installation d'entreposage. Dans certains types de réacteur nucléaire, par exemple les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau légère (PWR, BWR) on utilise des assemblages de combustible nucléaire qui sont introduits dans le réacteur nucléaire dans des positions adjacentes, pour constituer le cœur du réacteur nucléaire. De tels assemblages de combustible comportent des éléments de combustible nucléaire de forme allongée, par exemple à section circulaire qui sont assemblés entre eux dans des dispositions telles que leurs axes longitudinaux soient parallèles, pour constituer des faisceaux d'éléments ou crayons de combustible. Les crayons de combustible sont eux-mêmes constitués par des tubes de gainage remplis de pastilles d'oxyde tel que de l'oxyde d'uranium enrichi en uranium fissile. Dans le cas des réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression (PWR), les assemblages et les crayons de combustible présentent une longueur qui correspond à la hauteur du cœur du réacteur nucléaire, cette longueur étant généralement de l'ordre de 4 m. Dans le cas des réacteurs nucléaires de type CANDU refroidis par de l'eau lourde, les éléments de combustible nucléaire constitués par des tubes de gainage remplis d'oxydes d'uranium naturel présentent une longueur beaucoup plus faible, de l'ordre de 500 mm, et sont assemblés sous la forme de faisceaux dans lesquels les éléments de combustible sont tous parallèles entre eux, ces assemblages étant appelés grappes. Par la suite, on désignera par le terme "assemblage de combustible nucléaire", aussi bien les assemblages de combustible constitués par des faisceaux de crayons de grande longueur qui sont disposés dans le cœur du réacteur, suivant toute la hauteur du cœur, dans une disposition verticale, que les as- semblages ou grappes de plus faible longueur qui sont placés dans le cœur du réacteur nucléaire, dans une disposition horizontale. Dans certains types de réacteurs nucléaires, par exemple les réacteurs RBMK, on utilise des assemblages de combustible de grande longueur, par exemple 10 mètres, qui comportent, suivant leur longueur, deux parties actives constituées par des crayons de combustible disposés sous forme de faisceaux et des parties de jonction ou de manutention de l'assemblage de combustible.
Un des problèmes qui se pose à l'exploitant de centrales nucléaires est relatif au stockage d'assemblages irradiés qui sont extraits du cœur du réacteur nucléaire, après un certain temps de fonctionnement du réacteur. Il est en effet généralement nécessaire d'effectuer un stockage de longue durée des assemblages de combustible nucléaire, après leur sortie du cœur et après un entreposage temporaire en piscine dans le bâtiment du combustible de la centrale nucléaire, de manière à faire décroître leur niveau d'activité jusqu'à un niveau permettant leur transport dans une installation telle qu'une installation de réparation, de retraitement, d'entreposage ou de stockage de longue durée.
Un premier type d'entreposage est réalisé en plaçant les assemblages de combustible dans des râteliers immergés dans l'eau d'une piscine de désactivation et reposant sur le fond de la piscine. Ce type d'entreposage nécessite la construction d'installations coûteuses comportant en particulier une piscine et des moyens de manutention des assemblages de combustible. En outre, les frais d'exploitation de telles installations sont également élevés.
On connaît un second type de stockage d'assemblages de combusti- ble appelé stockage ou entreposage à sec qui consiste à placer les assemblages de combustible à l'intérieur d'un- local d'entreposage, ou silo, ventilé dans lequel les assemblages de combustible sont plongés dans l'air.
Dans l'un et l'autre cas, les assemblages de combustible sont généralement placés en position verticale, c'est-à-dire avec leur axe longitudinal dans une direction verticale.
Un problème inhérent à l'entreposage d'assemblages de combustible nucléaire irradiés, outre le problème de la criticité, est relatif à l'évacuation de l'énergie résiduelle dégagée par les assemblages de combustible, sous forme de chaleur. Dans le cas d'un stockage humide, l'énergie résiduelle est absorbée par l'eau de la piscine de stockage et dans le cas d'un entreposage à sec, l'énergie résiduelle des assemblages de combustible sous forme de chaleur est évacuée par l'air de ventilation du local d'entreposage. On a également proposé, dans le US-4,780,269, un système de stockage à sec d'assemblages de combustible nucléaire irradiés dans lequel on utilise des modules de stockage en béton destinés à recevoir chacun une enveloppe métallique renfermant des assemblages de combustible irradiés qui sont extraits du cœur d'un réacteur nucléaire, introduits à l'intérieur de l'enveloppe métallique et transportés par une unité de transfert, jusqu'aux modules de stockage. Le module de stockage comporte un système de ventilation permettant de faire circuler de l'air au contact de la surface externe de l'enveloppe métallique renfermant les assemblages de combustible, sans que l'air de refroidissement ne puisse venir en contact avec les assemblages de combustible. L'enveloppe métallique est disposée dans le module, de telle manière que les assemblages de combustible sont en position horizontale lors de leur entreposage.
Ce système nécessite des moyens lourds de transport des enveloppes métalliques (canisters) par un énorme château (cask) et provoque, de par sa conception, une élévation de température jusqu'à environ 400°C.
L'enveloppe métallique de chacun des modules renferme une pluralité d'assemblages de combustible qui sont placés de manière juxtaposée. L'évacuation de la chaleur dégagée par les assemblages de combustible par transfert de chaleur vers la paroi de l'enveloppe métallique et en consé- quence le refroidissement des assemblages de combustible ne sont pas réalisés dans les meilleurs conditions. Dans le cas d'une fuite sur un élément d'un assemblage de combustible, on ne dispose pas de moyen permettant de repérer l'assemblage de combustible présentant une fuite.
En outre, un inconvénient très important du système selon l'art anté- rieur est que l'air de refroidissement circulant dans le module, généralement par circulation naturelle, et rejeté dans l'atmosphère n'est séparé des assemblages de combustible que par une seule paroi constituée par l'enveloppe métallique. Dans le cas de la rupture d'une gaine d'un élément de combustible de l'un des assemblages, des produits radioactifs se répandent à l'intérieur de l'enveloppe métallique et ne sont séparés du circuit d'air de refroidissement s'échappant à l'atmosphère que par la paroi de l'enveloppe. Du fait de la très grande diversité de forme et de dimension des as- semblages de combustible nucléaire utilisés dans les différents réacteurs en service, il est également très difficile de concevoir un procédé d'entreposage totalement polyvalent. Il peut être nécessaire également de réaliser l'entreposage de déchets activés qui se présentent sous des formes et dimensions très diverses. De tels déchets activés peuvent cependant être conditionnés, par exemple sous la forme de cylindres.
Le but de l'invention est donc de proposer une installation d'entreposage de produits irradiés et notamment d'assemblages de combustible nucléaire, de forme allongée et ayant une section transversale sensiblement uniforme suivant leur direction longitudinale, comportant un bâtiment d'en- treposage comportant au moins un emplacement d'entreposage d'au moins un produit irradié de forme allongée en position sensiblement horizontale, des moyens de canalisation d'air de refroidissement pour le mettre en circulation autour de l'emplacement d'entreposage, des moyens de manutention pour le chargement et le déchargement de l'emplacement de stockage avec des produits irradiés et des moyens de transport pour amener les produits irradiés et les évacuer, dans une partie de distribution du bâtiment d'entreposage, cette installation permettant de stocker un très grand nombre de produits irradiés, et en particulier d'assemblages de combustible pendant des durées très longues, dans de très bonnes conditions de sûreté et per- mettant en outre une surveillance continue des produits irradiés dans toutes les parties de l'installation d'entreposage avec un repérage des produits irradiés responsables d'une contamination.
Dans ce but, le bâtiment d'entreposage renferme une première pluralité de modules d'entreposage entièrement séparés les uns des autres par des parois en béton, et à l'intérieur de chacun des modules, une seconde pluralité d'emplacements d'entreposage comportant chacun un logement pour au moins un produit irradié ayant un axe sensiblement horizontal et une section transversale adaptée pour loger la section d'un seul produit irradié et un hall de chargement dans lequel peut se déplacer une machine de chargement et de déchargement des emplacements d'entreposage avec des produits irradiés et la partie de distribution du bâtiment d'entreposage est constituée par une galerie de manutention communiquant avec une partie d'extrémité de chacun des halls de chargement de chacun des modules, par une ouverture obturable par une porte isolante dans laquelle est monté mobile un moyen de transport des produits irradiés pour leur prise en charge ou leur évacuation, par ou à partir d'une machine de chargement pouvant se déplacer dans le hall de chargement de l'un quelconque des modules. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire à titre d'exemple, en se référant aux figures jointes en annexe, la mise en œuvre du procédé de l'invention dans le cas de l'entreposage d'assemblages de combustible déchargés d'un réacteur CANDU.
La figure 1 est une vue en perspective d'une grappe de combustible d'un réacteur CANDU.
La figure 2 est une vue en coupe axiale d'un étui de stockage de grappes irradiées du réacteur CANDU.
La figure 3 est une vue schématique en coupe par un plan vertical d'une partie d'un local d'entreposage de grappes de combustible irradiées, selon le procédé de l'invention.
La figure 4 est une vue de face suivant 4 de la figure 3.
La figure 5 est une vue en coupe transversale d'un canal d'une installation d'entreposage permettant de mettre en œuvre le procédé suivant l'invention, dans lequel est placé un étui renfermant des grappes de com- bustible irradiées.
La figure 6 est une vue en plan d'une partie de l'installation d'entreposage de combustible irradié.
La figure 7 est une vue en coupe longitudinale suivant 7-7 de la figure 6. La figure 8 est une vue schématique d'une partie de l'installation d'entreposage de grappes de combustible irradiées.
La figure 9 est une vue schématique en plan montrant les directions de circulation du moyen de transport des assemblages de combustible dans la galerie de manutention de l'installation d'entreposage et d'une machine de chargement dans le hall de chargement d'un module.
Sur la figure 1 , on a représenté une grappe de combustible 1 d'un réacteur CANDU qui est constituée par des éléments de combustible 2 de forme cylindrique allongée maintenus par des grilles-entretoises telles que 3, sous la forme d'un faisceau dans lequel les éléments de combustible 2 sont tous parallèles entre eux. Chacun des éléments de combustible 2 est constitué par un tube en un alliage de zirconium tel que le Zircaloy 4 rempli par des pastilles d'oxydes d'uranium naturel. Les éléments de combustible 2 sont maintenus dans le faisceau de manière qu'il subsiste un certain espace entre les éléments de combustible, sur toute la longueur de ces éléments.
Les éléments de combustible 2 et la grappe 1 présentent généralement une longueur voisine de 500 mm et la grappe présente un diamètre extérieur de l'ordre de 100 mm. De préférence, pour réaliser l'entreposage de grappes de combustible irradiées provenant d'un ou plusieurs réacteurs CANDU, dans une installation suivant l'invention, on effectue préalablement la mise sous étuis isolés des grappes irradiées. Les grappes de combustible 1 déchargées du réacteur nucléaire CANDU sont transférées dans un atelier spécialisé. On réalise dans l'atelier spécialisé le chargement d'étuis par des grappes de combustible irradiées.
Dans le cas d'assemblages de combustible de grande longueur, il peut être nécessaire de tronçonner l'assemblage de combustible puis d'introduire les tronçons longitudinaux correspondant aux parties actives dans des étuis. Dans le cas de déchets activés, on réalise un conditionnement préalable des déchets pour obtenir des produits de forme standard par exemple cylindriques. Ces opérations et la mise sous étui sont généralement réalisées sur le site de la centrale nucléaire, à proximité du bâtiment du combustible. Sur la figure 2, on a représenté un étui 4 qui peut être utilisé pour l'entreposage de grappes de combustible 1 déchargées d'un réacteur nucléaire CANDU. L'étui 4, qui est réalisé en métal et de préférence en acier inoxydable, présente une forme générale tubulaire et peut être constitué par exemple par un tube central 4a fermé à l'une de ses extrémités par un fond 4b en forme d'ogive soudé à l'extrémité de ce tube 4a. A l'extrémité du tube 4a opposée à l'extrémité fermée par le fond 4b, est fixée par soudage une pièce annulaire 4c ayant une surface extérieure conique usinée intérieurement pour constituer une gorge 5 de réception d'un couvercle 6 de fermeture de l'étui.
Chacun des étuis tubulaires 4 délimite un logement interne de forme cylindrique et d'axe 7 destiné à recevoir des grappes de combustible irradiées.
Les étuis 4 et leur couvercle de fermeture 6 sont livrés à l'atelier de chargement spécialisé en nombre voulu pour recevoir la charge de combustible extraite du cœur d'un réacteur ou de plusieurs réacteurs . Pour réaliser le chargement d'un étui, l'étui est généralement placé dans une disposition telle que l'axe 7 du logement soit horizontal et on engage dans le logement qui est fermé à l'une de ses extrémités par le fond 4b et ouvert à sa seconde extrémité, une première grappe de combustible irradié 1 (représentée en pointillés sur la figure 2), dans la direction de l'axe 7, jusqu'au fond du logement. On engage ensuite successivement et une par une d'autres grappes 1 , de manière à remplir le logement de l'étui 4.
Après remplissage, on met en place et on soude le couvercle 6 par une soudure périphérique 6', à l'intérieur de la gorge 5 de la partie d'extrémité ouverte de l'étui 4. Le couvercle 6 comporte une ouverture centrale et, fixé suivant cette ouverture par un manchon 8', un tube 8 constituant un ajutage par l'intermédiaire duquel on peut réaliser une évacuation de l'air contenu dans le logement de l'étui 4, puis le remplissage du logement de l'étui 4 renfermant les grappes de combustible 1 par un gaz neutre tel que de l'argon, de l'azote ou de l'hélium. Selon une technique bien connue dans la fabrication des éléments de combustible, on ferme l'étui de manière totalement étanche au gaz neutre, après remplissage en gaz neutre, en réalisant une fusion et une soudure du tube 8. Dans le cas du chargement et de l'entreposage de grappes de combustible d'un réacteur CANDU, on utilise par exemple des étuis d'une longueur supérieure à 3,5 m dans chacun desquels on place sept grappes de combustible, l'une à la suite de l'autre, dans la direction axiale 7 du logement de l'étui 4. Le diamètre intérieur de la partie tubulaire de l'étui 4 constituant le diamètre du logement est légèrement supérieur au diamètre extérieur des grappes de combustible, un jeu diamétral étant prévu entre les grappes de combustible et la paroi du logement, pour permettre une introduction des grappes de combustible sans risque de coincement. Bien entendu, les caractéristiques géométriques et dimensionnelles et le mode de chargement des étuis sont adaptées au type d'assemblage de combustible dont on réalise l'entreposage.
Par exemple, dans le cas d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau légère sous pression, les assemblages de combustible qui sont de forme générale parallélépipédique présentent une section carrée ayant un côté d'une longueur voisine de 20 cm et une longueur d'environ 4 m. Dans ce cas, il est préférable de prévoir des étuis permettant de recevoir chacun un seul assemblage de combustible. De manière avantageuse, l'étui peut présenter un logement ayant une section carrée dont le côté est très légère- ment supérieur au côté de la section maximale de l'assemblage de combustible et dont la longueur totale entre le fond et le couvercle de fermeture est supérieure à la longueur de l'assemblage de combustible.
Dans le cas de l'entreposage de cylindres résultant du conditionnement de déchets activés, on prévoit des étuis tubulaires cylindriques dans lesquels on peut loger un cylindre ou plusieurs cylindres engagés l'un à la suite de l'autre dans la direction axiale dans l'étui.
Dans tous les cas, la section transversale du logement de l'étui sera prévue de manière à pouvoir contenir la section transversale d'un seul assemblage de combustible. A l'intérieur de l'étui, les éléments de combustible tels que des crayons d'un assemblage de combustible irradié sont placés dans la position qu'ils occupent dans l'assemblage de combustible en service et plongés dans une atmosphère de gaz neutre. Il est possible de remplir l'étui par un gaz neutre à une pression sensiblement égale à la pression atmosphérique ou à une pression légèrement supérieure. Il est possible également de mettre sous pression le logement interne de l'étui par introduction d'un gaz neutre sous plus forte pression, de manière à favoriser les échanges thermiques entre les crayons de combustible et la paroi de l'étui 4.
Les combustibles irradiés présentent en effet une puissance résiduelle qui se dégage sous forme de chaleur, au cours du temps, lors de la décroissance de l'activité du combustible. Pendant l'entreposage du com- bustible, on doit assurer un refroidissement de la paroi des étuis renfermant des assemblages de combustible, pour évacuer l'énergie dégagée sous forme de chaleur par le combustible irradié.
Comme il est visible sur les figures 3, 4 et 5, l'entreposage des assemblages de combustible 1 est réalisé en introduisant les étuis 4, chacun à l'intérieur d'un canal 10 à section circulaire et à axe horizontal, d'une installation d'entreposage.
L'installation d'entreposage suivant l'invention a été représentée en particulier sur les figures 6 et 7.
L'installation d'entreposage comporte un bâtiment 12 qui peut être de très grandes dimensions lorsqu'on désire effectuer l'entreposage de longue durée de très nombreuses grappes de combustible et plus généralement de très nombreux assemblages de combustible.
Le bâtiment 12, qui peut être partiellement enterré, comme il est visible sur la figure 7, est délimité et cloisonné intérieurement par des cloisons en béton. Les parois extérieures du bâtiment peuvent être protégées contre des agressions externes par des remblais de terre et/ou des parapets ou nierions latéraux qui ont une bonne efficacité pour la protection contre des tirs terrestres ou aériens. A l'intérieur du bâtiment d'entreposage 12, les cloisons en béton délimitent une zone d'entreposage proprement dite 13 qui est elle-même séparée en modules successifs tels que 13a et 13b, une galerie 14 de manutention des étuis 4 renfermant les assemblages de combustible et une galerie de maintenance 15. Bien entendu, le bâtiment d'entreposage 12 peut comporter un nombre de modules quelconque juxtaposés et alignés sur un ou deux côtés suivant la longueur de la galerie de manutention 14 des assemblages de combustible, éventuellement placés à l'intérieur d'étuis tel qu'il a été expliqué antérieurement.
A l'intérieur de chacun des modules d'entreposage tels que 13a et 13b sont disposées des rangées telles que 16a, 16'a ou 16b, 16'b de râteliers d'entreposage 17 comportant chacun un ensemble de canaux d'entreposage 10, comme il est visible sur les figures 3 et 4. Par exemple, dans le cas du mode de réalisation représenté, chacune des rangées telles que 16a, 16'a, 16b, 16'b de râteliers d'entreposage comporte huit râteliers d'entreposage placés deux à deux en vis-à-vis à l'intérieur d'un module tel que 13a et 13b.
De manière préférentielle, les râteliers d'entreposage qui sont réalisés chacun sous la forme d'une structure métallique (visible sur la figure 3) comportant un plafond, des parois latérales, des canaux tubulaires et une ou plusieurs parois de support intermédiaires des canaux sont préfabriqués en usine et mis en place sur le site du bâtiment d'entreposage, préalablement à la coulée du béton des parties supérieures du bâtiment. Les parois exté- rieurs des râteliers de stockage servent de parois de coffrage, lors de la coulée du béton des parties supérieures du bâtiment d'entreposage et de revêtement interne (liner) de ces parties supérieures. On réduit ainsi la durée d'exécution et le coût du bâtiment d'entreposage.
Les deux rangées de râteliers telles que 16a et 16'a d'un module tel que 13a sont séparées par une allée 18 dans laquelle une machine de chargement d'étuis 19 circule dans la direction longitudinale 18' de l'allée 18, les deux rangées 16a et 16'a de râteliers 17 et l'allée 18 constituant une travée de râteliers d'entreposage contenus dans le module d'entreposage 13a. A l'une des extrémités de l'allée 18, la paroi en béton du module 13a comporte une ouverture 20' mettant en communication l'extrémité de l'allée 18 avec la galerie de manutention 14 des étuis 4, l'ouverture 20' pouvant être fermée par une porte isolante 20, de manière à isoler totalement le module 13a. Généralement, chacun des modules est équipé d'une machine de chargement 19 qui lui est propre. Cependant, il est possible, pour réduire les coûts, d'utiliser une (ou plusieurs) machine(s) de chargement qui peut être transférée d'un module à un autre pour effectuer des opérations de charge- ment et de déchargement.
Comme il est visible sur les figures 3 et 4, les canaux d'entreposage 10 d'un râtelier d'entreposage 17 sont constitués par des tubes, par exemple des tubes en acier inoxydable qui sont fermés de manière étanche à l'une de leurs extrémités par un fond 10a. Les canaux d'entreposage 10 sont fixés à leur extrémité fermée par le fond 10a dans une ouverture d'une première paroi du râtelier et engagés, par leur extrémité opposée ouverte, dans une seconde paroi 26 constituant la face avant de chargement du râtelier 17, la première et la seconde parois assurant le support des canaux d'entreposage 10 étant parallèles à l'allée 18 ménagée entre les deux rangées de râteliers d'entreposage du module.
Les canaux d'entreposage 10 sont placés avec leur axe dans une disposition sensiblement horizontale. Les axes des canaux pourraient être également légèrement inclinés vers le bas en direction de leur extrémité fermée par le fond 10a, de manière à éviter la sortie des étuis renfermant les assemblages de combustible, en cas de séisme.
La longueur des canaux tubulaires d'entreposage 10 dans leur direction axiale 9 qui est la direction de chargement et de déchargement des étuis est supérieure à la longueur hors tout des étuis 4.
A l'intérieur de chacun des râteliers d'entreposage, les canaux tubulai- res d'entreposage 10 sont placés dans des dispositions parallèles et s'étendent dans l'espace interne du râtelier d'entreposage qui est fermé par des parois en béton et par la paroi frontale en acier 26 adjacente à l'allée 18 et totalement isolé de l'espace du module situé à la verticale de l'allée 18 et constituant le hall de chargement 24 dans lequel circule la machine de char- gement 19. Les canaux de stockage 10 qui débouchent par leur partie ouverte dans le hall de chargement 24 sont répartis à l'intérieur du volume du râtelier d'entreposage suivant une disposition régulière qui est visible en particulier sur la figure 4 représentant la paroi frontale 26 d'un râtelier d'en- treposage sur laquelle débouchent les extrémités ouvertes des canaux d'entreposage 10. Les canaux d'entreposage 10 sont répartis suivant des rangées verticales successives, avec une disposition en quinconce, par exemple suivant trente rangées verticales successives comportant chacune dix canaux d'entreposage, le râtelier d'entreposage renfermant alors trois cents canaux d'entreposage. Dans ce cas, l'ensemble d'un module tel que 13a ou 13b renferme 300 x 8 x 2 = 4800 canaux d'entreposage pouvant renfermer chacun un étui dans lequel on a placé sept grappes irradiées, comme expliqué plus haut. On comprend donc aisément que le bâtiment d'entreposage 12 peut permettre l'entreposage d'un très grand nombre de grappes ou d'assemblages de combustible irradiés.
Dans chacun des râteliers d'entreposage tels que 17, les canaux tubulaires 10 sont disposés à la manière de tubes d'un échangeur de chaleur tubulaire, les extrémités ouvertes des canaux de stockage débouchant dans le hall de chargement 24 étant fixées, de manière étanche, par exemple par soudage sur une plaque en acier constituant la plaque de façade 26 du râtelier 17 adjacente à l'allée 18 du hall de chargement 24.
A l'intérieur du bâtiment d'entreposage 12, de l'air de refroidissement des canaux d'entreposage 10 est mis en circulation, de manière à circuler en contact avec la surface externe de chacun des canaux d'entreposage de chacun des râteliers des différents modules d'entreposage.
L'air de refroidissement est distribué par un collecteur 29 à la partie inférieure de chacun des râteliers d'entreposage 17. L'air en circulation traverse le râtelier 17 dans la direction verticale et de bas en haut pour ressortir dans un collecteur supérieur 30 communiquant avec une cheminée d'aération 28. L'air atmosphérique circule, à l'intérieur du bâtiment d'entreposage 12, entre une ouverture d'entrée 27 et des ouies de sortie 28' de la cheminée 28 par circulation naturelle, l'ouverture 27 étant placée face à la direction du vent dominant sur le site du bâtiment d'entreposage et les ouies 28' étant placées à la partie supérieure de la cheminée d'aération 28. La circulation naturelle de l'air dans le bâtiment d'entreposage a été représentée par les flèches 25. Le collecteur 29 d'air de refroidissement communiquant avec la partie inférieure des râteliers 17 des modules d'entreposage est alimenté par une circulation d'air atmosphérique par l'ouverture d'entrée 27 et s'étend en-dessous des râteliers d'entreposage 17 de l'ensemble des modules 13a, 13b de l'installation d'entreposage. Le collecteur supérieur 30 de récupération d'air s'étend au-dessus de l'ensemble des râteliers d'entreposage des modules de l'installation d'entreposage.
Les assemblages de combustible irradiés sont placés, préalablement à leur entreposage, dans des étuis isolés, dans un atelier spécialisé 22 de chargement des étuis dans lequel on amène les assemblages de combustible irradiés extraits du cœur du réacteur nucléaire. On prévoit de plus un moyen de transport tel qu'un château de transport 23 permettant de transférer les étuis 4 chargés en assemblage de combustible irradiés ou autre produits irradiés de l'atelier de chargement spécialisé à la galerie de manutention 14 du bâtiment d'entreposage 12.
Les étuis amenés par le château de transport 23 dans la galerie de manutention 14 sont pris en charge par un pont roulant 34 desservant la galerie de manutention.
Comme il est visible en particulier sur la figure 6, chacune des voies de circulation de la machine de chargement 19 d'un hall de chargement 24 d'un module d'entreposage est prolongée jusque dans la galerie de manu- tention 14, dans l'alignement de l'allée 18, de manière que la machine de chargement 19 du module de stockage puisse venir en position de chargement ou de déchargement d'étuis de stockage dans la galerie de manutention 34, lorsque la porte isolante 20 du module est ouverte. Le pont roulant 34 peut venir à la verticale de la machine de chargement en position dans la galerie de manutention 14 pour placer un ou plusieurs étuis renfermant des assemblages de combustible sur la machine de chargement ou, au contraire, pour prélever des étuis qui ont été extraits du module par la machine de chargement. Le pont 34 peut ainsi prélever des étuis de stockage dans le château de transport 23 pour les déposer sur une ou plusieurs machines de chargement desservant un module ou, au contraire, prendre en charge des étuis renfermant des assemblages de combustible pour les placer dans le château de transport 23, afin d'assurer leur évacuation. L'évacuation d'étuis renfermant des assemblages de combustible, comme il sera expliqué plus loin, peut être nécessaire dans le cas où l'étui est détérioré et renferme au moins un assemblage de combustible dont un élément présente une fuite.
A l'intérieur du hall de chargement 24 de chacun des modules de stockage, la machine de chargement correspondante 19 qui est télécom- mandée peut assurer le chargement et éventuellement le déchargement de chacun des canaux d'entreposage dont les extrémités ouvertes débouchent dans le hall de chargement 24. Le chargement peut être effectué étui par étui, chacun des étuis successifs étant prélevé par la machine de chargement ou encore par groupe de deux ou trois étuis ou plus pris en charge par la machine de chargement, par exemple dans la galerie de manutention 14.
Sur la figure 9, on a représenté de manière schématique, par des doubles flèches 19' et 34' les déplacements respectifs de la machine de chargement 19 d'un module 13a et du pont de manutention 34, dans le hall de chargement 24 du module 13a et dans la galerie de manutention 14, au cours d'opérations de chargement ou de déchargement d'étuis renfermant des assemblages de combustible irradiés.
Dans la partie inférieure de la figure 9, on a représenté sous la forme d'un trièdre trirectangle, les directions X, Y et Z de déplacement de la machine de chargement et de ses moyens de manutention et du pont roulant 34.
La machine de chargement 19 se déplace dans un sens et dans l'autre, suivant la longueur de l'allée 18 du hall de chargement 24 du module, dans la direction Y, comme indiqué par la double flèche 19'. Le pont roulant 34 se déplace suivant la direction longitudinale de la galerie de manutention 14, dans la direction X, comme représenté par la double flèche 34'. Le déplacement de la machine de chargement dans la direction Y permet de placer les moyens de chargement et déchargement de la machine de manutention, de manière très précise, grâce à des moyens de télécommande et de visualisation, en vis-à-vis d'une rangée verticale de canaux de stockage 10 de l'un des râteliers 17 du module. Le déplacement de moyens de manutention de la machine de chargement dans la direction Z permet de placer ces moyens de manutention en vis-à-vis d'un canal de la rangée verticale dans lequel on veut effectuer une opération de chargement ou de déchargement. Le déplacement des moyens de manutention de la machine de chargement pour effectuer le chargement ou le déchargement du canal de stockage est réalisé dans la direction X.
Le déplacement du pont de manutention, pour venir à l'aplomb de la machine de chargement d'un des modules 13a, 13b, 13c ou 13d en position avancée dans la galerie de manutention 14, est réalisé dans la direction X, comme représenté par la double flèche 34' et le chargement ou le déchargement de la machine de chargement dans la galerie de manutention est réalisé par le pont roulant, dans la direction Z. Pendant le chargement des canaux de stockage des râteliers des différents modules du bâtiment de stockage 12, toutes les portes isolantes 20 donnant accès au hall de chargement 24 des modules peuvent être ouvertes, comme représenté sur la figure 6. I! est possible également d'ouvrir uniquement la porte d'un module dans lequel on effectue l'introduction ou l'évacuation d'un étui. Lorsque l'opération de chargement ou de déchargement de canaux de stockage est terminée, on referme toutes les portes isolantes 20 mettant en communication les halls de chargement des modules avec la galerie de manutention 14, de telle sorte que les modules soient inaccessibles.
On ne peut alors accéder qu'à la galerie de manutention 14 et à la galerie de maintenance 15 du bâtiment d'entreposage 12.
Lorsque l'entretien préventif ou des réparations doivent être effectués sur le pont roulant 34 de la galerie de manutention 14, ou sur une machine de chargement 19 de l'un des modules du bâtiment d'entreposage, ces opérations sont effectuées dans la galerie de manutention 14, toutes les portes isolantes des modules étant fermées.
Pendant le stockage des assemblages de combustible à l'intérieur des étuis, dans des canaux d'entreposage de l'installation d'entreposage 12, l'entreposage pouvant être de longue durée, comme expliqué plus haut, les canaux d'entreposage 10 sont refroidis en continu par de l'air de refroidis- sèment en circulation venant au contact de la surface extérieure des canaux de chacun des râteliers 17 et assurant le refroidissement de la paroi du canal 10 par l'extérieur. Dans le cas d'un entreposage d'assemblages ou grappes de combustible d'un réacteur CANDU dont les éléments de combustible sont constitués par de l'uranium naturel, une circulation naturelle d'air de refroidissement dans le bâtiment d'entreposage est suffisante pour évacuer la chaleur pro- duite lors de la désactivation du combustible irradié.
Dans certains cas, il peut être nécessaire d'utiliser une circulation forcée à l'intérieur du bâtiment d'entreposage. Dans ce cas, on peut placer à l'intérieur de la cheminée 28, un ventilateur d'extraction de l'air du bâtiment d'entreposage 12. Comme il est visible sur la figure 5, le matériau combustible des éléments 2 est séparé de l'air de refroidissement circulant dans le bâtiment d'entreposage au contact de la surface extérieure des canaux 10, comme représenté par les flèches 25, tout d'abord par la gaine des éléments de combustible, ensuite par la paroi de l'étui 4 dans laquelle est disposée la grappe de combustible et enfin par la paroi du canal 10. En fait, les gaines des éléments de combustible ne peuvent pas être considérées comme susceptibles de former une barrière réelle et fiable, dans la mesure où l'on ne peut garantir leur pérennité et où elles sont très souvent détériorées au moment où l'on réalise l'entreposage des assemblages de combustible. En cas de rupture d'une gaine d'un élément de combustible ou lorsque les gaines d'éléments de combustible sont détériorées ou inexistantes lors du stockage des produits irradiés, des substances radioactives se dégagent à l'intérieur du logement de l'étui 4. Ces substances radioactives sont séparées de l'air 25 en circulation dans le bâtiment d'entreposage par une première barrière constituée par la paroi de l'étui 4 et par une seconde barrière constituée par la paroi du canal 10. Le risque de fuite de substances radioactives dans l'air de refroidissement est donc très faible.
En outre, en cas de rupture ou de fissuration de la paroi de l'un des étuis 4 d'entreposage de combustible, dans lequel se sont répandues des substances radioactives, on peut détecter rapidement ce risque de contamination du bâtiment d'entreposage.
En effet, l'espace annulaire 31 délimité entre la surface extérieure de chacun des étuis 4 et la surface intérieure correspondante du canal dans lequel est stocké l'étui 4 est rempli d'air qui est en communication avec l'air remplissant le hall de chargement 24 dans lequel débouche le canal 10. Au cours du stockage des assemblages de combustible, on peut effectuer en continu, dans chacun des halls de chargement des modules de stockage, une surveillance de la contamination de l'air. Dans le cas où la contamination de l'air augmente au-dessus d'un seuil prédéterminé, on effectue une recherche du canal 10 d'où provient le dégagement de substances radioactives. On peut utiliser pour cela la machine de chargement qui est télécommandée ou bien une machine spécifique qui est destinée à remplir cette fonction.
Lorsqu'on a détecté le canal renfermant l'étui présentant une fuite, on réalise, par télécommande de la machine de chargement, le déchargement de l'étui puis son évacuation en château de transport vers un atelier spécialisé où l'étui peut éventuellement être réparé. Au lieu d'effectuer la surveillance de la contamination dans chacun des halls de chargement, on pourrait également équiper chacun des canaux de stockage d'un détecteur permettant de surveiller la contamination dans l'espace annulaire 31 , à la périphérie d'un étui 4 stocké dans le canal 10.
Les différentes fonctions de l'installation d'entreposage selon l'inven- tion ont été représentées sur la figure 8. Tout d'abord la fonction de refroidissement a été schématisée par la flèche 25 de circulation d'air au contact de la surface extérieure des canaux 10.
On voit en particulier que l'air 25 en circulation en contact avec la surface extérieure des canaux 10 est séparé des assemblages de combusti- ble irradiés 1 par une première barrière constituée par la paroi de l'étui 4 et par une seconde barrière constituée par la paroi du canal 10.
La fonction de surveillance de la contamination par un dégagement éventuel des substances radioactives a été schématisée par une prise d'air et un dispositif 32 de contrôle de la contamination à l'intérieur du hall de chargement 24 dans lequel débouchent les canaux 10 à travers la paroi métallique 26. La paroi 26 peut être constituée de manière préférentielle par une paroi métallique traversée par des ouvertures suivant lesquelles les extrémités ouvertes des canaux 10 sont fixées par soudage. La surface de la paroi métallique 26 dirigée vers le hall de chargement 24 peut être recouverte par un matériau d'isolation biologique. Des bouchons 33 d'isolation biologique peuvent être placés de manière à obturer les extrémités ouvertes des canaux 10 débouchant dans le hall de transfert 24. Toutefois, lorsque la surveillance est effectuée par mesure de la contamination dans le hall de transfert 24, les bouchons 33 ne doivent pas obturer les ouvertures des canaux de manière étanche. Dans le cas où l'on a réalisé le déchargement et la récupération d'un étui présentant une fuite, il est possible de réaliser le remplacement de l'étui dans un atelier spécialisé. L'installation d'entreposage suivant l'invention et le procédé d'entreposage correspondant permettent donc de réaliser de manière très sûre un entreposage de longue durée d'un très grand nombre d'assemblages de combustible irradiés.
L'invention ne se limite pas strictement au mode de réalisation qui a été décrit.
C'est ainsi que les étuis et les canaux peuvent présenter des formes et des dimensions différentes de celles qui ont été décrites, ces formes et dimensions étant adaptées aux formes et dimensions des assemblages de combustible irradiés dont on réalise l'entreposage. Les canaux d'entreposage des étuis peuvent comporter, au lieu d'une paroi pleine, une paroi ajourée. Les canaux d'entreposage pourraient être également remplacés par des tôles entretoises, des supports ou des berceaux destinés à recevoir les étuis, en des emplacements d'entreposage répartis à l'intérieur du local d'entreposage. Dans ce cas, l'air de refroidis- sèment circule autour des emplacements de stockage en contact avec la paroi des étuis.
L'invention s'applique à l'entreposage d'un grand nombre de produits irradiés de forme allongée et présentant une section transversale sensiblement uniforme et en particulier d'assemblages de combustible de types va- ries constitués par des crayons de combustible dont le matériau combustible nucléaire est contenu dans une gaine tubulaire. Les crayons peuvent être groupés de manières diverses pour former des assemblages dont le nombre et la forme peuvent varier suivant le type de réacteur dans lequel ils sont utilisés. Les termes "assemblages", "cassettes", "grappes" ou "faisceaux" peuvent être utilisés pour les désigner.
Différents cas peuvent se présenter tels que mentionnés ci-après :
Dans les réacteurs à eau occidentaux PWR - BWR, les crayons sont groupés pour former des assemblages à section carrée d'une longueur égale à la hauteur du cœur du réacteur.
Dans les réacteurs à eau russes VVER, les crayons sont groupés en assemblages à sections hexagonales, d'une longueur égale à la hauteur du cœur, Dans les réacteurs à eau lourde de type CANDU, les crayons sont assemblés dans des cassettes ou grappes d'environ 50 cm de long de forme sensiblement circulaire.
Les réacteurs RBMK comportent des assemblages de grande longueur (environ 10 m) comportant deux faisceaux actifs d'environ 3,5 m de dix-huit crayons chacun et de section approximativement circulaire. Seuls les faisceaux sont conditionnés dans des étuis pour réaliser l'entreposage de ces assemblages.
Diverses autres formes de réalisation d'assemblages de combustibles peuvent être envisagées, y compris des assemblages ne comportant qu'un seul crayon.
Dans tous les cas, le fait de placer dans la section transversale de l'étui de réception de l'assemblage de combustible un seul produit irradié tel qu'un assemblage de combustible permet d'assurer un très bon refroidissement du produit irradié à travers la paroi de l'étui et éventuellement du canal renfermant l'étui.
De plus, l'installation suivant l'invention présente un avantage décisif quant à sa capacité de stockage de très nombreux assemblages de combustible pendant une très longue durée et dans de très bonnes conditions de sûreté.

Claims

REVENDICATIONS 1.- Installation d'entreposage de produits irradiés et notamment d'assemblages de combustible nucléaire, de forme allongée et ayant une section transversale sensiblement uniforme suivant leur direction longitudinale, comportant un bâtiment d'entreposage (12) comportant au moins un emplacement d'entreposage (10) d'au moins un produit irradié (1 ) de forme allongée en position sensiblement horizontale, des moyens de canalisation d'air de refroidissement (27, 28, 28', 29, 30) pour le mettre en circulation autour de l'emplacement d'entreposage (10), des moyens de manutention (19, 34) pour le chargement et le déchargement de l'emplacement d'entreposage (10) avec des produits irradiés (1 ) et des moyens de transport (23) pour amener les produits irradiés (1) et les évacuer, dans une partie de distribution (14) du bâtiment d'entreposage, caractérisée par le fait que le bâtiment d'entreposage (12) renferme une première pluralité de modules d'entrepo- sage (13a, 13b, 13c, 13d) entièrement séparés les uns des autres par des parois en béton, et à l'intérieur de chacun des modules (13a, 13b, 13c, 13d), une seconde pluralité d'emplacements d'entreposage (10) comportant chacun un logement pour au moins un produit irradié (1 ) ayant un axe sensiblement horizontal et une section transversale adaptée pour loger la section d'un seul produit irradié (1 ) et un hall de chargement (24) dans lequel peut se déplacer une machine de chargement et de déchargement (19) des emplacements d'entreposage (10) avec des produits irradiés (1) et que la partie de distribution (14) du bâtiment d'entreposage (12) est constituée par une galerie de manutention (14) communiquant avec une partie d'extrémité de chacun des halls de chargement (24) de chacun des modules (13a, 13b, 13c, 13d), par une ouverture (20') obturable par une porte isolante (20) dans laquelle est monté mobile un moyen de transport (34) des produits irradiés (1) pour leur prise en charge ou leur évacuation, par ou à partir d'une machine de chargement (19) pouvant se déplacer dans le hall de chargement (24) de l'un quelconque des modules (13a, 13b, 13c, 13d).
2.- Installation suivant la revendication 1 , caractérisée par le fait qu'elle comporte de plus un atelier spécialisé (22) de chargement des produits irradiés dans des étuis métalliques (4) délimitant un logement s'éten- dant longitudinalement et présentant une section transversale adaptée pour loger la section transversale d'un seul produit irradié tel qu'un assemblage de combustible (1), d'introduction d'un gaz neutre dans le logement de l'étui (4) et de fermeture étanche du logement de l'étui ainsi qu'un moyen (23) de transport d'étuis (4) renfermant des produits irradiés (1 ) pour amener ou prendre en charge les étuis (4) dans la galerie de manutention (14) du bâtiment d'entreposage (12), le moyen de transport (34) disposé dans la galerie de manutention (14) permettant d'effectuer la manutention des étuis (4) renfermant les assemblages de combustible (1).
3.- Installation suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisée par le fait que les modules (13a, 13b, 13c, 13d) de la pluralité de modules séparés par des cloisons de béton sont disposés l'un à la suite de l'autre et alignés dans une direction longitudinale sur un côté au moins de la galerie de manutention (14), chacun des halls de manutention (24) d'un module (13a, 13b, 13c, 13d) communiquant avec la galerie de manutention (14), par une ouverture (20') obturable par une porte isolante (20) et chacune des machines de chargement (19) d'un hall de chargement (24) d'un module (13a, 13b, 13c, 13d) comportant une voie de circulation prolongée jusqu'à l'intérieur de la galerie de chargement (14), à travers l'ouverture (20'), de manière à pouvoir placer la machine de chargement ou de contrôle (19), à l'intérieur de la galerie de manutention (14), dans une position de chargement ou de déchargement par le moyen de transport (34) monté mobile dans la direction longitudinale de la galerie de manutention (14).
4.- Installation suivant l'une quelconque des revendications 1 à 3, ca- ractérisée par le fait que les emplacements d'entreposage (10) des produits irradiés (1 ) sont constitués chacun par un canal d'entreposage tubulaire (10) ayant une extrémité fermée et une extrémité ouverte et que chacun des modules (13a, 13b, 13c, 13d) renferme deux rangées (16a, 16'a, 16b, 16'b) de râteliers d'entreposage (17) disposées en vis-à-vis de part et d'autre d'une allée (18) de circulation de la machine de chargement (19), chacun des râteliers (17) comportant un ensemble de canaux d'entreposage (10) horizontaux et parallèles entre eux débouchant, par leur extrémité ouverte, dans le hall de chargement (24) du module du bâtiment d'entreposage, situé à la verticale d'une allée (18) de circulation de la machine de chargement (19) du module (13a, 13b, 13c, 13d).
5.- Installation suivant la revendication 4, caractérisée par le fait que chacun des modules renferme deux rangées parallèles (16a, 16'a, 16b, 16'b) de huit modules (17) disposés deux à deux en vis-à-vis de part et d'autre de l'allée (18) de circulation de la machine de chargement (19).
6.- Installation suivant l'une quelconque des revendications 4 et 5, caractérisée par le fait que chacun des râteliers d'entreposage (17) comporte des rangées verticales successives de canaux d'entreposage (10) dans une direction (18') de déplacement de la machine de chargement (19) dans l'allée (18), la machine de chargement (19) étant télécommandée, de manière à pouvoir se placer en vis-à-vis de l'une quelconque des rangées verticales de canaux (10).
7.- Installation suivant la revendication 6, caractérisée par le fait que la machine de chargement (19) comporte des moyens de manutention montés mobiles dans une direction verticale, de manière à pouvoir être placée, de manière télécommandée, en vis-à-vis d'un canal (10) quelconque dans une rangée verticale de canaux d'entreposage (10), les moyens de manutention pouvant être télécommandés pour effectuer un chargement ou un déchargement de produits irradiés (1) dans le canal d'entreposage (10).
8.- Installation suivant l'une quelconque des revendications 1 à 7, caractérisée par le fait que les moyens de canalisation d'air de refroidissement à l'intérieur du bâtiment d'entreposage (12) comportent un collecteur (29) d'air de refroidissement s'étendant dans le bâtiment d'entreposage (12) de manière à communiquer avec une partie inférieure de chacun des râteliers (17) et un collecteur d'évacuation (30) communiquant avec une partie supérieure de chacun des râteliers d'entreposage (17) de chacun des modules ainsi qu'une ouverture (27) d'entrée d'air de refroidissement et une cheminée (28) comportant des ouies (28') d'évacuation de l'air de refroidissement dans l'atmosphère.
9.- Installation d'entreposage suivant l'une quelconque des revendications 4 à 7, caractérisée par le fait que chacun des râteliers d'entreposage (17) comporte une plaque de façade (26) dans laquelle est engagée et fixée de manière étanche l'extrémité ouverte des canaux d'entreposage (10) du râtelier (17), adjacente au hall de chargement (24) du module (13a) dans lequel est disposé le râtelier de stockage (17).
10.- Installation suivant la revendication 9, caractérisée par le fait que la plaque de façade (26) de chacun des râteliers de stockage (17) est recouverte par une matière de protection biologique.
11.- Installation suivant l'une quelconque des revendications 9 et 10, caractérisée par le fait que les ouvertures de chacun des canaux de stockage (10) débouchant dans le hall de chargement (24) du module (13a) dans lequel est disposé le râtelier (17) sont fermées par des bouchons de protection biologique.
12.- Installation suivant l'une quelconque des revendications 9 à 11 , caractérisée par le fait que les râteliers d'entreposage (17) réalisés sous forme de structures métalliques comportant un plafond et des parois latéra- les sont préfabriqués en usine et mis en place sur un site du bâtiment d'entreposage (12) et qu'on coule du béton pour réaliser une partie des parois du bâtiment (12) en contact avec le plafond et les parois latérales des râteliers d'entreposage, de manière à réaliser un coffrage du béton et un revêtement interne des parois en béton du bâtiment d'entreposage (12).
13.- Installation suivant l'une quelconque des revendications 1 à 12, caractérisée par le fait que, dans le hall de chargement (24) de chacun des modules (13a, 13b, 13c, 13d), est disposé un dispositif de contrôle de la contamination (32) à l'intérieur du hall de chargement (24) de modules, de manière à assurer de façon continue la surveillance du niveau d'activité dans le hall de chargement (24) et en chacun des emplacements d'entreposage (10) débouchant dans le hall de chargement (24) du module (13a, 13b, 13c, 13d), pendant l'entreposage des produits irradiés.
14.- Procédé d'entreposage d'assemblages de combustible nucléaire irradiés dans une installation d'entreposage selon l'une quelconque des re- vendications 1 à 13, caractérisé par le fait qu'on introduit les produits irradiés dans la galerie de manutention (14) du bâtiment d'entreposage (12), qu'on réalise la prise en charge des assemblages de combustible par le dispositif de transport (34) mobile dans la galerie de manutention (14) et qu'on dépose les produits irradiés sur les machines de chargement (19) des modules (13a, 13b, 13c, 13d) du bâtiment d'entreposage et qu'on réalise la mise en place des produits irradiés dans les emplacements d'entreposage (10) par déplacement et manœuvre de moyens de manutention des machines de charge- ment (19), de manière télécommandée.
15.- Procédé d'entreposage selon la revendication 14, caractérisé par le fait que, préalablement à leur introduction dans la galerie de manutention (14) du bâtiment d'entreposage, on introduit les produits irradiés (1) dans des étuis (4) qui sont remplis d'un gaz inerte et fermés de manière étanche et qu'on réalise les opérations de manutention pour l'entreposage des assemblages de combustible dans le bâtiment d'entreposage (12) sur les étuis (4) renfermant les produits irradiés (1).
16.- Procédé d'entreposage suivant l'une quelconque des revendications 14 et 15, caractérisé par le fait qu'après avoir réalisé la mise en place des produits irradiés (1 ) aux emplacements d'entreposage (10) de l'installation d'entreposage, on ferme les ouvertures (20') mettant en communication la galerie de manutention (14) du bâtiment d'entreposage (12) avec les halls de chargement (24) des modules (13a, 13b, 13c, 13d) du bâtiment d'entreposage par les portes isolantes (20), on refroidit les produits irradiés (1) aux emplacements d'entreposage (10) par une circulation d'air de refroidissement en continu et on mesure en continu la contamination dans les halls de chargement (24) des modules (13a, 13b, 13c, 13d) ou dans les canaux d'entreposage (10), qu'en cas d'élévation de la contamination dans un hall de chargement (24) d'un module (13a, 13b, 13c, 13d), on recherche l'empla- cernent d'entreposage (10) d'où provient la contamination par rejet de produits radioactifs, qu'on décharge l'emplacement d'entreposage (10) d'où provient l'élévation de la contamination en utilisant la machine de chargement (19) du module (13a, 13b, 13c, 13d) dans lequel est disposé l'emplacement d'où provient l'élévation de l'activité et on évacue le produit irradié (1 ) déchargé du canal d'où provient l'élévation de la contamination.
17.- Procédé suivant la revendication 16, caractérisé par le fait que, dans le cas où le produit irradié qui a été déchargé est disposé dans un étui (4), caractérisé par le fait qu'on réalise la réparation de l'étui (4) dans un ate- lier spécialisé, après déchargement de l'emplacement d'entreposage dans lequel on a mesuré une élévation de la contamination et évacuation de l'étui (4) à l'extérieur du bâtiment d'entreposage (12).
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