WO2008132362A2 - Dispositif de manutention des équipements d'un réacteur nucléaire - Google Patents

Dispositif de manutention des équipements d'un réacteur nucléaire Download PDF

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WO2008132362A2
WO2008132362A2 PCT/FR2008/050443 FR2008050443W WO2008132362A2 WO 2008132362 A2 WO2008132362 A2 WO 2008132362A2 FR 2008050443 W FR2008050443 W FR 2008050443W WO 2008132362 A2 WO2008132362 A2 WO 2008132362A2
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handling device
uprights
equipment
bar
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PCT/FR2008/050443
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Gatien Nicolas Raimbault
Mirco Fabris
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Areva Np
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    • 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
    • G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
    • 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
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
    • 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 present invention relates to a device for handling the internal equipment of a pressurized-water nuclear reactor.
  • the invention is suitable for handling the upper and lower internal equipment of the reactor.
  • the pressurized water nuclear reactors comprise, inside the reactor vessel in which is disposed the core consisting of prismatic and long-length fuel assemblies, internal equipment which is intended in particular to support the fuel assemblies. and to ensure that their position and orientation are correct, so that the control clusters and the primary water can fulfill their respective roles of reactivity control and heat extraction from the heart in all circumstances. More specifically, there are two categories of internal equipment: the upper internal equipment and the lower internal equipment.
  • the upper internal equipment is arranged inside the tank, above the heart.
  • the upper internal equipment comprises an upper support plate to which are connected guide tubes, called cluster guides, placed with their axes in the vertical direction, so that they are in line with certain assemblies of the reactor core. nuclear, in the service position of the upper internal equipment.
  • the guide tubes of the upper internal equipment are made to allow the guiding of control clusters of the reactivity of the core of the nuclear reactor and of control rods which can be connected to the upper end of the control clusters to ensure the displacement. in the vertical direction of the control clusters inside the core.
  • the lower internal equipment essentially comprises elements ensuring the support and maintenance of the assemblies of the heart, inside the tank.
  • the lower internal equipment of a pressurized water nuclear reactor generally comprises a thick core support plate on which the lower parts of the fuel assemblies come to rest directly or indirectly via a lower core plate. and a cylindrical casing carrying at one of its ends the core support plate and at its other end a bearing flange intended to rest on a support portion of an upper flange of the vessel when placing the lower internal equipment inside the tank.
  • the core envelope In the service position of the lower internal equipment inside the tank, the core envelope is placed in a coaxial arrangement with respect to the tank whose axis is vertical.
  • the envelope of the heart has a lower peripheral portion within which is placed a partition for receiving and holding the fuel assemblies of the heart in a perfectly defined disposition.
  • the lower peripheral portion of the heart envelope is sometimes also externally covered by a heat shield.
  • the lower internals provide in addition to their functions of support and maintenance of the assemblies of the core, a function for guiding the cooling water of the reactor circulating in the tank.
  • the internal equipment of the nuclear reactor is removably mounted inside the tank, the upper part of which is closed by a cover and opens into a pool called the reactor pool which is formed in the concrete structure of the reactor. nuclear reactor safety building.
  • the extraction of the upper internal equipment from the tank and the removal of the upper internal equipment can be carried out on a storage stand.
  • the reactor core is then accessible from the top of the reactor pool.
  • the handling of the upper and lower internal equipment of the reactor is carried out using a handling device which is connected to a hook of the lifting bridge of the reactor building, called the polar bridge, and then fixed on the upper or lower internal equipment.
  • a control platform that can receive operators responsible for the internal equipment handling operations is attached to the upper part of the handling device.
  • the current handling devices pose certain difficulties.
  • the pool has a high height between the tank joint plane (at the contact between the tank and the lid) and the top of the pool.
  • the platform must not enter the pool.
  • the hook of the polar bridge does not enter the pool. Therefore, the height of the handling device is at least dictated by the height of the pool.
  • the height between the joint plane and the top of the pool is about 12m.
  • the present invention aims to overcome these disadvantages and aims to provide a device to overcome this problem related to difficult storage of the handling device.
  • the invention proposes a device for handling the internal equipment of a pressurized water nuclear reactor comprising a first fixed part including:
  • the handling device comprises a second part movable between a high position of use in which this second part projects above the first fixed part delimiting an empty volume and a low storage position using said empty volume to receive the moving part.
  • the height of the handling device varies between a minimum height when its mobile part is retracted corresponding to the storage position of the device in its stand and a maximum height of maie corresponding to the position of use of the device for handling the internals.
  • the device In the case of the EPR (registered trademark) reactor, there is very little room for storage of the device.
  • the maximum height available for the stand is of the order of 7m. Since the handling device has an operating height greater than or equal to about 12m, it is not storable in the state. According to the invention, the device can be stored easily when in its retracted position.
  • control clusters engaged in certain assemblies of the core are connected, by means of knobs constituting their upper part, to control rods through which the control rods are moved in the core.
  • nuclear reactor Before handling the upper internal equipment of the reactor, it is necessary to disconnect the rods and control clusters. These control rods therefore remain in the center position of the tank when handling the upper internals. Therefore, there is a whole part in the center of the handling device which is empty so that the handling device does not interfere with the control rods.
  • the device according to the invention takes advantage of this constraint by using this empty space to receive the mobile part when the device is in the storage position.
  • the device according to the invention may also have one or more of the following characteristics, considered individually or in any technically possible combination:
  • the first fixed part comprises a first plate arranged above the uprights and secured to these uprights, the second mobile part having at least one bar parallel to the uprights and slidably mounted through an orifice formed in the first plate.
  • each of the amounts is connected to the first plate via a tie rod inclined relative to the vertical.
  • the device according to the invention comprises a third mobile part including:
  • the bar has at its lower end second locking means so that when the second locking means abut against the first plate, the bar can not be extracted from said first orifice.
  • the equipment attachment means comprise a male bayonet connection piece intended to be fixed in a socket-type female opening provided on the equipment.
  • This fastening system is called "roto-lock”.
  • the attachment means of the equipment may comprise a threaded portion intended to be fixed in a tapped opening provided on the equipment.
  • the handling device comprises: four parallel uprights distributed uniformly around a circle,
  • FIG. 2 is a perspective view of the device as shown in Figure 1 in the storage position; In all the figures, the common elements bear the same reference numbers.
  • FIGs 1 and 2 show a perspective view of the same handling device 1 according to the invention when the latter is respectively in the use situation and in the storage position.
  • the handling device 1 is made in its lower part in the form of a structure comprising four uprights 15 parallel to each other placed vertically in the service position of the handling device 1.
  • the four uprights 15 are connected to each other at their part. lower, by an annular spacer 1 1 and, at their upper part, by a spacer formed by two cross tubes 24.
  • the upper ends of the uprights 15 are connected by means of a tie rod 12 inclined relative to the vertical and provided on both sides of tenons 16 and 14, to a first plate 2.
  • the tie rods 12 and cross tubes 24 allow to resume the efforts of the four uprights 15.
  • the pin 14 is a single pin held between two plates 13
  • the tenon 16 is a four-prong fork-shaped tenon held between two plates 19 by two fixing pins 18.
  • the annular spacer 1 1 carries guide boxes 22 of the handling device 1 during lifting operations of the internal equipment of the reactor.
  • the lifting units 22 which are distributed along the periphery of the spacer 1 1 each comprise a vertical guide channel intended to be engaged on a vertical guide rod fixed on the upper part of the reactor vessel or on the storage stand interns.
  • Each of the uprights 15 also carries at its lower end a device 20 for fastening upper and lower internals to the handling device 1.
  • the fixing device 20 is preferably a bayonet system of the "roto-lock" type not shown in detail here. It is composed of a part pin-shaped male with several teeth which is fixed on a socket-shaped female part screwed on the upper and lower internals.
  • the control of the fixing device 20 is carried out via a control rod not shown in Figure 1 and passing inside each of the uprights 15 and the center of the tenon fork-shaped.
  • the control is done by a mechanical action of the rod which is plugged into the spindle and provide an action in translation and rotation on said spindle so that it is fixed in the female part of the internals. Note that the control of the rod can be performed manually or automatically via jacks.
  • the first plate 2 of substantially square shape is provided with four orifices 23 arranged substantially in the middle of each side of the square.
  • the handling device 1 comprises on its intermediate portion four bars 21 parallel to each other placed vertically in the operating position of the handling device 1 and of tubular form.
  • Each of the bars 21 is provided at its upper threaded end with a nut 4 and at its lower threaded end with a nut 6.
  • Each of the bars 21 is slidably mounted in one of the orifices 23 of the first plate 2.
  • the handling device 1 comprises on its upper part:
  • a second plate 3 of substantially square shape is provided with four orifices 27 disposed substantially at each of the vertices of the square, each of the four orifices 27 being opposite one of the four orifices 23 of the first plate 2,
  • the articulated arms are connected to the second plate 3 by a threaded connection.
  • the supports 8 each receive an articulated arm 9.
  • the bars 21 also slide in the orifices 27.
  • the handling device thus passes from a retracted storage position with a height of about 7m to a provision of use with a height of about 12m. It will be noted that the invention takes advantage of the empty volume V in FIG. 1 and occupied by the bars 21 in FIG. 2. This substantially cylindrical volume V of circular section (circle passing through the four ends of the uprights 15) is empty in position. handling of interns so that the handling device 1 does not interfere with the control rods which remain in position in the center of the tank when handling the upper internals.
  • control platform that can receive operators responsible for handling the internal equipment and attached to the upper part of the handling device has not been shown in FIGS. 1 and 2 to make the operation of the equipment easier to understand. device according to the invention.
  • a device 20 for fastening the internals comprising a threaded rod which can be actuated for its screwing or unscrewing in a threaded opening for fastening the internals by means of a control rod of the same type as that described above. high.
  • the invention is not limited to the use of tie rods 12.
  • tie rods 12 it would also be possible to overcome these tie rods and use only vertical uprights up to the first plate with a suitable dimension .

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Abstract

La présente invention a pour objet un dispositif de manutention (1) des équipements internes d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant une première partie fixe incluant une pluralité de montants (15) parallèles entre eux et placés verticale- ment dans la position de service du dispositif de manutention (1) et une pluralité de moyens de fixation (20) des équipements. Le dispositif de manutention (1) comporte en outre une deuxième partie mobile (21) entre une position haute d'utilisation dans laquelle la deuxième partie (21) fait saillie au-dessus de la première partie fixe délimi- tant un volume vide et une position basse de stockage utilisant ledit volume vide pour recevoir la partie mobile. L'invention est adaptée à la manutention des équi- pements internes supérieurs et inférieurs du réacteur.

Description

Dispositif de manutention des équipements d'un réacteur nucléaire
La présente invention concerne un dispositif de manutention des équipements internes d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée. L'invention est adaptée à la manutention des équipements internes supérieurs et inférieurs du réacteur.
Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent, à l'intérieur de la cuve du réacteur dans laquelle est disposé le cœur constitué par des assemblages combustibles de forme prismatique et de grande longueur, des équipements internes qui sont destinés en particulier à supporter les assemblages combustibles et à assurer que leur position et orientation sont correctes, cela afin que les grappes de commande et l'eau primaire puissent remplir leurs rôles respectifs de contrôle de la réactivité et d'extraction de la chaleur du cœur en toutes circonstances. On distingue plus spécifiquement deux catégories d'équipements internes : les équipements internes supérieurs et les équipements internes inférieurs.
Les équipements internes supérieurs sont disposés à l'intérieur de la cuve, au-dessus du cœur. Les équipements internes supérieurs comportent une plaque support supérieure à laquelle sont reliées des tubes de guidage, dits guides de grappes, placés avec leurs axes dans la direction verticale, de manière qu'ils se trouvent à l'aplomb de certains assemblages du cœur du réacteur nucléaire, dans la position de service des équipements internes supérieurs. Les tubes de guidage des équipements internes supérieurs sont réalisés de manière à permettre le guidage de grappes de commande de la réactivité du cœur du réacteur nucléaire et de tiges de commande qui peuvent être raccordées à l'extrémité supérieure des grappes de commande pour assurer le déplacement dans la direction verticale des grappes de commande à l'inté- rieur du cœur.
Ils comportent en outre en partie basse, une plaque, dite plaque supérieure de cœur, venant en appui sur la partie supérieure des assemblages de combustible du cœur, lorsque les équipements internes supérieurs sont dans leur position de service à l'intérieur de la cuve. Les équipements internes inférieurs comportent essentiellement des éléments assurant le support et le maintien des assemblages du cœur, à l'intérieur de la cuve. Les équipements internes inférieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportent généralement une plaque de sup- port de cœur de forte épaisseur sur laquelle les parties inférieures des assemblages combustibles viennent reposer directement ou indirectement par l'intermédiaire d'une plaque inférieure de cœur et une enveloppe de forme cylindrique portant à l'une de ses extrémités la plaque de support de cœur et à son autre extrémité une bride d'appui destinée à venir reposer sur une por- tée d'appui d'une bride supérieure de la cuve, lors de la mise en place des équipements internes inférieurs à l'intérieur de la cuve.
Dans la position de service des équipements internes inférieurs à l'intérieur de la cuve, l'enveloppe de cœur est placée dans une disposition coaxiale par rapport à la cuve dont l'axe est vertical. L'enveloppe du cœur comporte une partie périphérique inférieure à l'intérieur de laquelle est placé un cloisonnement destiné à recevoir et à maintenir les assemblages combustibles du cœur suivant une disposition parfaitement définie.
La partie périphérique inférieure de l'enveloppe du cœur est parfois également recouverte extérieurement par un écran thermique.
Les équipements internes inférieurs assurent en plus de leurs fonctions de support et de maintien des assemblages du cœur, une fonction de guidage de l'eau de refroidissement du réacteur en circulation dans la cuve.
Les équipements internes du réacteur nucléaire sont montés de ma- nière amovible à l'intérieur de la cuve dont la partie supérieure fermée par un couvercle débouche à l'intérieur d'une piscine appelée piscine du réacteur qui est ménagée dans la structure en béton du bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire.
Lors d'un arrêt à froid du réacteur nucléaire, c'est-à-dire d'un arrêt des réactions nucléaires dans le cœur suivi d'un refroidissement du cœur et des structures de la cuve jusqu'à une température proche de la température ambiante dans le bâtiment du réacteur, on peut réaliser des opérations de rechargement du cœur et de contrôle et de réparation des structures du réac- teur nucléaire, après avoir procédé au démontage du couvercle et rempli d'eau la piscine du réacteur.
On peut réaliser dans un premier temps l'extraction des équipements internes supérieurs de la cuve et la dépose des équipements internes supé- rieurs sur un stand de stockage.
Le cœur du réacteur est alors accessible par le dessus de la piscine du réacteur.
Dans certains cas (cas d'un arrêt décennal), par exemple pour réaliser l'inspection de la cuve, après déchargement des assemblages du cœur, il peut être nécessaire d'extraire les équipements internes inférieurs de la cuve pour les déposer sur un stand de stockage dans la piscine du réacteur. On notera que dans le cas du réacteur de conception EPR (marque déposée), réacteur à eau pressurisée de troisième génération d'une puissance dans la gamme des 1600 MWe, il n'y a qu'un seul stand de stockage pour les internes supérieurs et inférieurs ; dès lors, le retrait des internes inférieurs est effectué en retirant les internes supérieurs puis en retirant les assemblages du cœur puis en replaçant les internes supérieurs et en enlevant d'un même bloc les internes supérieurs et inférieurs qui sont ensuite placés sur le stand commun. Pendant les arrêts à froid au cours desquels on effectue le rechargement du cœur et éventuellement des opérations d'entretien et de réparation des composants du réacteur, on effectue en particulier un contrôle des équipements internes inférieurs et supérieurs du réacteur nucléaire, de manière à vérifier qu'ils sont toujours aptes à remplir leur fonction à l'intérieur du cœur du réacteur nucléaire.
La manutention des équipements internes supérieurs et inférieurs du réacteur est effectuée en utilisant un dispositif de manutention qui est raccordé à un crochet du pont de levage du bâtiment du réacteur, dit pont polaire, puis fixé sur les équipements internes supérieurs ou inférieurs. Une plate-forme de commande pouvant recevoir des opérateurs chargés des opérations de manutention des équipements internes est fixée à la partie supérieure du dispositif de manutention. Toutefois les dispositifs actuels de manutention posent certaines difficultés.
En effet, il convient tout d'abord de noter que la piscine présente une hauteur importante entre le plan de joint de cuve (au niveau du contact entre la cuve et le couvercle) et le haut de la piscine. Or pour des raisons de sure- té du personnel, la plate-forme ne doit pas rentrer dans la piscine. Il est également préférable que le crochet du pont polaire ne rentre pas dans la piscine. Dès lors, la hauteur du dispositif de manutention est a minima dictée par la hauteur de la piscine. A titre d'exemple, dans le cas du réacteur EPR (marque déposée), la hauteur entre le plan de joint et le haut de la piscine est d'environ 12m.
En outre, il est nécessaire de disposer d'un stand de stockage pour le dispositif de manutention. Compte tenu de la hauteur du dispositif de manutention, on conçoit bien que le stand de stockage doit lui-aussi présenter une taille adaptée.
Dans ce contexte, la présente invention a pour but de palier ces inconvénients et vise à fournir un dispositif permettant de s'affranchir de ce problème lié au stockage difficile du dispositif de manutention.
A cette fin, l'invention propose un dispositif de manutention des équi- pements internes d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant une première partie fixe incluant :
- une pluralité de montants parallèles entre eux et placés verticalement dans la position de service du dispositif de manutention,
- une pluralité de moyens de fixation des équipements, caractérisé en ce que le dispositif de manutention comporte une deuxième partie mobile entre une position haute d'utilisation dans laquelle cette deuxième partie fait saillie au-dessus de la première partie fixe délimitant un volume vide et une position basse de stockage utilisant ledit volume vide pour recevoir la partie mobile. Grâce à l'invention, la hauteur du dispositif de manutention varie entre une hauteur minimale lorsque sa partie mobile est escamotée correspondant à la position de stockage du dispositif dans son stand et une hauteur maxi- maie correspondant à la position d'utilisation du dispositif pour manutentionner les internes.
Dans le cas du réacteur EPR (marque déposée), on dispose de très peu de place pour le stockage du dispositif. La hauteur maximale disponible pour le stand est de l'ordre de 7m. Dans la mesure où le dispositif de manutention a une hauteur de fonctionnement supérieure ou égale à environ 12m, il n'est pas stockable en l'état. Selon l'invention, le dispositif peut être stocké aisément lorsqu'il est dans sa position rétractée.
On notera en outre que les grappes de commande engagées dans certains assemblages du cœur sont reliées, par l'intermédiaire de pommeaux constituant leur partie supérieure, à des tiges de commande par l'intermédiaire desquelles on réalise le déplacement des barres de commande dans le cœur du réacteur nucléaire. Avant d'effectuer une manutention des équipements internes supérieurs du réacteur, il est nécessaire de réaliser la déconnexion des tiges et des grappes de commande. Ces tiges de commandes restent donc en position au centre de la cuve lorsqu'on procède à la manutention des internes supérieurs. Dès lors, on a toute une partie au centre du dispositif de manutention qui est vide de façon à ce que le dispositif de manutention ne vienne pas interférer avec les tiges de commande. Le dispositif selon l'invention met à profit cette contrainte en utilisant cet espace vide pour recevoir la partie mobile lorsque le dispositif est en position de stockage.
Le dispositif selon l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou se- Ion toutes les combinaisons techniquement possibles:
Selon un mode de réalisation préférentielle, la première partie fixe comporte une première plaque agencée au-dessus des montants et solidaire de ces montants, la deuxième partie mobile comportant au moins une barre parallèle aux montants et montée coulissante au travers d'un orifice formé dans la première plaque.
Avantageusement, chacun des montants est relié à la première plaque via un tirant incliné par rapport à la verticale. Préférentiellement, le dispositif selon l'invention comporte une troisième partie mobile incluant :
- des moyens de fixation au crochet d'un pont polaire,
- une deuxième plaque parallèle à la première plaque et située au- dessus de celle-ci, cette deuxième plaque étant par ailleurs munie d'un orifice en vis-à-vis de l'orifice de la première plaque de sorte que la barre traverse également la deuxième plaque, la barre comportant à son extrémité supérieure des premiers moyens de blocage de sorte que lorsque la deuxième plaque est soulevée et vient en butée contre les premiers moyens de blocage la barre est soulevée à son tour.
Avantageusement, la barre comporte à son extrémité inférieure des deuxièmes moyens de blocage de sorte que lorsque les deuxièmes moyens de blocage arrivent en butée contre la première plaque, la barre ne peut s'extraire dudit premier orifice.
Selon un premier mode de réalisation préférentiel, les moyens de fixation des équipements comportent une pièce de connexion mâle à baïonnette destinée à être fixée dans une ouverture femelle du type douille prévue sur les équipements. Ce système de fixation est appelé « roto-lock ». Selon un deuxième mode de réalisation, les moyens de fixation des équipements peuvent comporter une partie filetée destinée à être fixée dans une ouverture taraudée prévue sur les équipements.
De manière préférentielle, le dispositif de manutention selon l'invention comporte : - quatre montants parallèles répartis uniformément autour d'un cercle,
- quatre barres coulissant chacune dans un orifice prévu à cet effet dans la première plaque.
On notera que les montants peuvent être reliés entre eux à leur partie inférieure par une entretoise annulaire. D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront clairement de la description qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, parmi lesquelles : - la figure 1 est une vue en perspective simplifiée du dispositif de manutention selon l'invention en situation d'utilisation;
- la figure 2 est une vue en perspective du dispositif tel que représenté en figure 1 en position de stockage; Dans toutes les figures, les éléments communs portent les mêmes numéros de référence.
Les figures 1 et 2 représentent une vue en perspective d'un même dispositif de manutention 1 selon l'invention lorsque ce dernier est respectivement en situation d'utilisation et en position de stockage. Le dispositif de manutention 1 est réalisé dans sa partie inférieure sous la forme d'une structure comportant quatre montants 15 parallèles entre eux placés verticalement dans la position de service du dispositif de manutention 1. Les quatre montants 15 sont reliés entre eux, à leur partie inférieure, par une entretoise annulaire 1 1 et, à leur partie supérieure, par une entretoise formée par deux tubes en croix 24. Les extrémités supérieures des montants 15 sont reliées par l'intermédiaire d'un tirant 12 incliné par rapport à la verticale et muni de part et d'autre de tenons 16 et 14, à une première plaque 2. Les tirants 12 et les tubes en croix 24 permettent de reprendre les efforts des quatre montants 15. Le tenon 14 est un tenon simple maintenu entre deux plaques 13 avec une goupille de fixation 26. Le tenon 16 est un tenon en forme de fourche à quatre dents maintenu entre deux plaques 19 par deux goupilles de fixation 18.
L'entretoise annulaire 1 1 porte des boitiers de guidage 22 du dispositif de manutention 1 lors des opérations de levage des équipements internes du réacteur. Les boitiers de levage 22 qui sont répartis suivant la périphérie de l'entretoise 1 1 comportent chacun un canal de guidage vertical destiné à être engagé sur une tige de guidage verticale fixée sur la partie supérieure de la cuve du réacteur ou sur le stand de stockage des internes.
Chacun des montants 15 porte également à son extrémité inférieure un dispositif de fixation 20 des internes supérieurs et inférieurs sur le dispositif de manutention 1.
Le dispositif de fixation 20 est de préférence un système à baïonnette du type « roto-lock » non représenté en détail ici. Il est composé d'une partie mâle en forme de broche avec plusieurs dents qui vient se fixer sur une partie femelle en forme de douille vissée sur les internes supérieurs et inférieurs. La commande du dispositif de fixation 20 est réalisée via une tige de commande non représentée sur la figure 1 et passant à l'intérieur de chacun des montants 15 et au centre du tenon 16 en forme de fourche. La commande se fait par une action mécanique de la tige qui vient s'enficher dans la broche et assurer une action en translation et en rotation sur ladite broche de façon à ce que celle-ci se fixe dans la partie femelle des internes. On notera que la commande de la tige peut être réalisée de façon manuelle ou automatique via des vérins.
La première plaque 2 de forme sensiblement carrée est munie de quatre orifices 23 disposés sensiblement au milieu de chacun des cotés du carré.
Le dispositif de manutention 1 comporte sur sa partie intermédiaire quatre barres 21 parallèles entre elles placés verticalement dans la position de service du dispositif de manutention 1 et de forme tubulaire.
Chacune des barres 21 est munie à son extrémité supérieure filetée d'un écrou 4 et à son extrémité inférieure filetée d'un écrou 6.
Chacune des barres 21 est montée coulissante dans un des orifices 23 de la première plaque 2.
Le dispositif de manutention 1 selon l'invention comporte sur sa partie supérieure :
- une deuxième plaque 3 de forme sensiblement carrée est munie de quatre orifices 27 disposés sensiblement à chacun des sommets du carré, chacun des quatre orifices 27 étant en vis-à-vis d'un des quatre orifices 23 de la première plaque 2,
- deux supports 8 liés à la deuxième plaque 3 par une liaison filetée. Les supports 8 reçoivent chacun un bras articulé 9. Les bras articulés
9 viennent se refermer sur un double crochet non représenté du pont po- laire.
Les barres 21 coulissent également dans les orifices 27.
Nous allons maintenant décrire le mode de fonctionnement du dispositif de manutention 1 à partir de sa position de stockage telle que représen- tée sur la figure 2. Dans cette position, les écrous 6 des extrémités inférieures des barres 21 sont en appui sur le sol et la deuxième plaque 3 est en appui sur la plaque 2.
- On soulève tout d'abord la partie supérieure comportant la deuxième plaque 3 et le support 8 sur une hauteur h1 jusqu'à ce que la deuxième plaque 3 vienne en contact avec les écrous 4 des extrémités supérieurs des barres 21 remplissant donc la fonction de moyens de blocage.
- En continuant à soulever la deuxième plaque 3 on entraîne les barres 21.
- On continue à soulever la deuxième plaque 3 ainsi que les barres 21 jusqu'à ce que les écrous 6 des extrémités inférieures des barres 21 viennent en butée sur la première plaque 2. Les écrous 6 remplissent donc également une fonction de moyens de blocage. Le dispositif de manutention est alors en position d'utilisation telle que représentée sur la figure 1.
Le dispositif de manutention passe ainsi d'une position rétractée de stockage avec une hauteur d'environ 7m à une disposition d'utilisation avec une hauteur d'environ 12m. On notera que l'invention tire profit du volume V vide sur la figure 1 et occupé par les barres 21 sur la figure 2. Ce volume V sensiblement cylindrique de section circulaire (cercle passant par les quatre extrémités des montants 15) est vide en position de manutention des internes de manière à ce que le dispositif de manutention 1 ne vienne pas interférer avec les tiges de commande qui restent en position au centre de la cuve lorsqu'on procède à la manutention des internes supérieurs.
On notera que la plate-forme de commande pouvant recevoir des opérateurs chargés des opérations de manutention des équipements internes et fixée à la partie supérieure du dispositif de manutention n'a pas été représentée sur les figures 1 et 2 pour rendre plus compréhensible le fonctionnement du dispositif selon l'invention.
Bien entendu, l'invention n'est pas limitée au mode de réalisation qui vient d'être décrit. On peut ainsi envisager un dispositif de fixation 20 des internes comportant une tige filetée qui peut être actionnée pour son vissage ou son dévissage dans une ouverture taraudée de fixation des internes par l'intermédiaire d'une tige de commande du même type que celle décrite plus haut.
On notera aussi que la forme des tenons représentée sur les figures 1 et 2 est donnée à titre d'exemple et n'est nullement limitative.
De même, l'invention n'est pas limitée à l'utilisation des tirants 12. Ainsi, on aurait également pu s'affranchir de ces tirants et utiliser unique- ment des montants verticaux allant jusqu'à la première plaque avec une dimension adaptée.
En outre, le nombre de montants et de barres utilisés n'est pas nécessairement identique et peut varier selon le type d'internes manutentionnés.

Claims

REVENDICATIONS
1. Dispositif de manutention (1 ) des équipements internes d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant une première partie fixe in- cluant :
- une pluralité de montants (15) parallèles entre eux et placés verticalement dans la position de service dudit dispositif de manutention (1 ),
- une pluralité de moyens de fixation (20) desdits équipements, caractérisé en ce que ledit dispositif de manutention (1 ) comporte une deu- xième partie mobile (21 ) entre une position haute d'utilisation dans laquelle ladite deuxième partie (21 ) fait saillie au-dessus de ladite première partie fixe délimitant un volume vide (V) et une position basse de stockage utilisant ledit volume vide (V) pour recevoir ladite partie mobile (21 ).
2. Dispositif de manutention (1 ) selon la revendication 1 , caractérisé en ce que ladite première partie fixe comporte une première plaque (2) agencée au-dessus desdits montants (15) et solidaire desdits montants (15), ladite deuxième partie mobile comportant au moins une barre (21 ) parallèle aux dits montants (15) et montée coulissante au travers d'un orifice (23) formé dans ladite première plaque (2).
3. Dispositif de manutention (1 ) selon la revendication 2, caractérisé en ce que chacun desdits montants (15) est relié à ladite première plaque
(2) via un tirant (12) incliné par rapport à la verticale.
4. Dispositif de manutention (1 ) selon l'une des revendications 2 ou 3 caractérisé en ce qu'il comporte une troisième partie mobile incluant : - des moyens de fixation (8, 9) au crochet d'un pont polaire,
- une deuxième plaque (3) parallèle à ladite première plaque (2) et située au-dessus de celle-ci, ladite deuxième plaque (3) étant par ailleurs munie d'un orifice (27) en vis-à-vis dudit orifice (23) de ladite première plaque (2) de sorte que ladite barre (21 ) traverse également ladite deuxième plaque (3), ladite barre (21 ) comportant à son extrémité supérieure des premiers moyens de blocage (4) de sorte que lorsque ladite deuxième plaque (3) est soulevée et vient en butée contre lesdits premiers moyens de blocage (4) ladite barre (21 ) est soulevée à son tour.
5. Dispositif de manutention (1 ) selon l'une des revendications 2 à 4 caractérisé en ce que ladite barre (21 ) comporte à son extrémité inférieure des deuxièmes moyens de blocage (6) de sorte que lorsque lesdits deuxièmes moyens de blocage (6) arrivent en butée contre ladite première plaque (2), ladite barre (21 ) ne peut s'extraire dudit orifice (23) de ladite première plaque (2).
6. Dispositif de manutention (1 ) selon l'une quelconques des revendi- cations précédentes caractérisé en ce que lesdits moyens de fixation (20) desdits équipements comportent une pièce de connexion mâle à baïonnette destinée à être fixée dans une ouverture femelle du type douille prévue sur les équipements.
7. Dispositif de manutention (1 ) selon l'une quelconques des revendi- cations 1 à 5 caractérisé en ce que lesdits moyens de fixation (20) desdits équipements comportent une partie filetée destiné à être fixée dans une ouverture taraudée prévue sur les équipements.
8. Dispositif de manutention (1 ) selon l'une des revendications 2 à 7 caractérisé en ce qu'il comporte : - quatre montants (15) parallèles répartis uniformément autour d'un cercle,
- quatre barres (21 ) coulissant chacune dans un orifice (23) prévu à cet effet dans ladite première plaque (2).
9. Dispositif de manutention (1 ) selon l'une des revendications précé- dentés caractérisé en ce que lesdits montants (15) sont reliés entre eux à leur partie inférieure par une entretoise annulaire (1 1 ).
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20130044850A1 (en) * 2011-08-19 2013-02-21 Lewis A. Walton Nuclear reactor refueling methods and apparatuses
KR101703346B1 (ko) * 2015-09-25 2017-02-22 두산중공업 주식회사 원자로 내부구조물과 인양장치의 체결구조

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2968118B1 (fr) * 2010-11-30 2012-12-21 Endel Dispositif d'obturation et de protection pour une cuve d'un reacteur nucleaire

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2746538A1 (fr) * 1996-03-21 1997-09-26 Framatome Sa Procede et dispositif de detection d'assemblages de combustible ou de grappes de commande d'un reacteur nucleaire accroches en-dessous d'equipements internes superieurs du reacteur
DE19912050A1 (de) * 1999-03-18 2000-10-05 Monotal Schornsteinbau Gmbh Montagegerüst mit einer in der Höhe verstellbaren Bühne
JP2000329892A (ja) * 1999-05-19 2000-11-30 Toshiba Corp 改良型制御棒駆動機構取扱装置とその取扱い方法
FR2865755A1 (fr) * 2004-01-30 2005-08-05 Framatome Anp Patin antisismique, dispositif de support d'une structure et utilisation.

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2746538A1 (fr) * 1996-03-21 1997-09-26 Framatome Sa Procede et dispositif de detection d'assemblages de combustible ou de grappes de commande d'un reacteur nucleaire accroches en-dessous d'equipements internes superieurs du reacteur
DE19912050A1 (de) * 1999-03-18 2000-10-05 Monotal Schornsteinbau Gmbh Montagegerüst mit einer in der Höhe verstellbaren Bühne
JP2000329892A (ja) * 1999-05-19 2000-11-30 Toshiba Corp 改良型制御棒駆動機構取扱装置とその取扱い方法
FR2865755A1 (fr) * 2004-01-30 2005-08-05 Framatome Anp Patin antisismique, dispositif de support d'une structure et utilisation.

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20130044850A1 (en) * 2011-08-19 2013-02-21 Lewis A. Walton Nuclear reactor refueling methods and apparatuses
US10490311B2 (en) 2011-08-19 2019-11-26 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor refueling methods and apparatuses
US10878970B2 (en) 2011-08-19 2020-12-29 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor refueling methods and apparatuses
US11887739B2 (en) 2011-08-19 2024-01-30 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor refueling methods and apparatuses
KR101703346B1 (ko) * 2015-09-25 2017-02-22 두산중공업 주식회사 원자로 내부구조물과 인양장치의 체결구조

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