Brevet FR2616954A1 — publié le 19881223

L'invention concerne un procédé et un dispo- sitif de nettoyage d'un tube de guidage d'un moyen de mesure de flux neutronique dans un réacteur nucléaire à eau sous pression. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un coeur constitué d'assemblages de forme prismatique disposés verticalement et reposant sur une plaque de support à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire. Pendant le fonctionnement du réacteur nuclé- aire, il est nécessaire de réaliser périodiquement des mesures de flux à l'intérieur même du coeur. On utili- se pour cela des détecteurs à fission de très petites dimensions qui sont déplacés par commande à distance à l'aide de câbles téléflex à l'intérieur de tubes fer- més à l'une de leurs extrémités appelés doigts de gant. Les doigts de gant sont introduits suivant une répartition prédéterminée -dans toute la hauteur de certains assemblages du coeur, après passage à l'inté- rieur de tubes d'instrumentation. Par déplacement des detecteurs de flux à l'intérieur des doigts de gant introduits dans les assemblages, on peut effectuer des mesures de flux suivant toute la hauteur du coeur. Les doigts de gant doivent pouvoir être extraits des as- semblages du coeur, par exemple pour permettre d'ef- fectuer les opérations de rechargement du coeur du ré- acteur; pour cela, on exerce une traction sur l'ex- trémité des doigts de gant, depuis un local d'instru- mentation disposé latéralement par rapport au puits de cuve du réacteur. Les doigts de gant sont disposés dans des tubes de guidage dont l'une des extrémités débouche dans le local d'instrumentation et dont l'au- tre extrémité débouche dans le volume intérieur -de la cuve, par l'intermédiaire d'une manchette verticale de 26 1 6954 traversée du fond de cuve, ce fond de cuve étant de forme bombée. Entre ses deux extrémités, le tube de guidage comporte au moins une partie coudée. Les équipements internes inférieurs du réac- teur comportent, outre la plaque de support du coeur sur laquelle reposent les assemblages, l'enveloppe et le cloisonnement du coeur et un ensemble d'éléments disposés entre la plaque de support du coeur et le fond bombé inférieur de la cuve comportant en parti- culier des colonnes de guidage de l'instrumentation délimitant chacune un conduit central de guidage dans le prolongement de l'alésage interne de la manchette de traversée correspondante. L'extrémité de chacune des manchettes de traversée est engagée dans l'extré- mité d'entrée du conduit de guidage correspondant, avec un jeu radial relativement important qui permet de faciliter la mise en place des équipements internes inférieurs et la mise en coincidence de chacune des manchettes de traversée avec le canal de guidage cor- respondant. Le diamètre intérieur des tubes et des conduits de guidage et des tubes d'instrumentation des assemblages est tel qu'un jeu suffisant subsiste entre le doigt de gant et son conduit de guidage. On peut donc manoeuvrer facilement les doigts de gant par traction et poussée pour les extraire du coeur sur toute la hauteur de celui-ci (c'est-à-dire sur une 1- ongueur voisine de 4 m) et pour les réintroduire dans le coeur, respectivement. On s'est aperçu cependant, qu'après un cer- tain temps de fonctionnement du réacteur, l'effort né- cessaire pour extraire les doigts de gant et surtout l'effort nécessaire pour les réinsérer, augmentaient sensiblement. Par exemple, l'effort d'insertion des doigts de gant qui peut être par exemple de 100 à 150 Newton sur un réacteur à sa mise en service peut aug- menter, dans ce cas, jusqu'à une valeur de 400 à 500 Newton après le second rechargement. On a pu attribuer cette augmentation de l'effort d'insertion des doigts de gant à la présence de particules solides venant se déposer entre le doigt de gant et la paroi interne du tube de guidage, en particulier au voisinage des cou- des de ce tube de guidage-. En effet, les doigts de gant provoquent-pendant leur déplacement une accumula- tion de particules dans la région des coudes et favo- risent leur tassement. On a donc proposé un procédé de nettoyage des tubes de guidage au moment d-es opérations de re-À chargement du coeur du réacteur. La cuve est alors ou- verte à sa partie supérieure et en communication avec la piscine du réacteur, l'ensemble étant rempli d'eau. Pour la mise en oeuvre du procédé de nettoyage, on a prévu des moyens d'injection d'eau déminéralisée sous pression dans les tubes de guidage, par leur extrémité débouchant dans le local de l'instrumentation. Il est cependant nécessaire de récupérer cette eau déminéralisée et les particules quelle contient en suspension à l'autre extrémité des tubes de guidage pour éviter que des particules radio-acti- ves ne tombent au fond de la cuve remplie d'eau. Il est donc nécessaire de récupérer l'eau déminéralisée à la sortie des manchette de traversée. Pour accéder à ces manchettes, on procède généralement au démontage des équipements internes inférieurs qui sont extraits de la cuve, les équipements internes su- périeurs et les assemblages du coeur ayant été préala- blement extraits. On vient mettre successivement en place sur l'extrémité de chacune des manchettes, pendant l'in- 26 1 6954 jection d'eau sous pression dans le tube de guidage correspondant, des moyens de récupération de l'eau et des particules radio-actives. Ces moyens sont mis en place depuis la pas- serelle de la machine de chargement au-dessus de la- piscine du réacteur, grâce une perche de très grande longueur portant à sa partie inférieure une caméra permettant de visualiser les opérations de mise en place des moyens de récupération. Ces moyens compor- tent une coiffe cylindrique munie intérieurement d'un joint d'un diamètre correspondant au diamètre de la manchette, un tube flexible communiquant avec le volu- me intérieur de la coiffe cylindrique sur lequel est disposée une vanne commandée par une tringlerie depuis la passerelle et un ensemble de filtration auquel aboutit le tube flexible au-dessus du niveau de la piscine. La réalisation de ces opérations est délica- te et leur contrôle par une caméra solidaire de l'ex- trémité inférieure de-la perche ne peut être réalisé dans de très bonnes conditions. D'autre part, pour la mise en oeuvre de ce procédé, il est nécessaire d'extraire les équipements internes inférieurs de la cuve et donc de les remettre en place après l'opération. L'opération d'extraction comme l'opération de remise en place des équipements internes inférieurs présente des risques importants et augmente le temps nécessaire pour effectuer l'entre- tien du réacteur à l'arrêt. On a proposé, dans la demande de brevet n' 2.573.236 de la Société FRAMATOME, un dispositif de nettoyage des tubes de guidage d'un réacteur nucléaire pouvant être mis en oeuvre sans démonter les équipe- ments internes inférieurs. Un tel dispositif comporte en particulier un tube rigide de faible diamètre et de grande longueur 26 1 6954 appelé aiguille qui est introduit dans l'extrémité su- périeure de la manchette du tube à nettoyer, après avoir traversé les équipements internes inférieurs, par l'intermédiaire du conduit de guidage correspon- dant. Un tel dispositif qui doit être manoeuvré à distance est relativement complexe et doit comporter des moyens de contrôle et de visualisation permettant d assurer un centrage et une mise en position parfaite de l'extrémité de l'aiguille dans la manchette. En outre, le temps consacré à la mise en place du dispositif augmente d autant le temps consa- cré au nettoyage des tubes-guides. Dans les réacteurs nucléaires actuellement en service, on prévoit cin- quante tubes de guidage traversant le fond bombé de la cuve par l'intermédiaire de cinquante manchettes régu- lièrement réparties sur ce fond bombé et la répétition des opérations de mise en place risque d'augmenter fortement le temps total consacré au nettoyage des tubes de guidage. Dans tous les cas, l'eau chargée de particu- les radio-actives récupérée à la sortie de la manchet- te est aspirée par un dispositif de pompage et envoyée à une installation de filtrage et de décontamination. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de nettoyage d'un tube de guidage d'un moyen de mesure de flux neutronique dans un réacteur à eau sous pression à l'arrét comportant une cuve ren- fermant des équipements internes de support et de maintien des assemblages combustibles du coeur ou équipements internes inférieurs, disposés au-dessus du fond de cuve bombé et comportant en particulier une plaque de support du coeur horizontale, une piscine communiquant avec 'le volume intérieur de la cuve, l'ensemble étant rempli d'eau, un bàtiment renfermant la piscine et la cuve, à l'intérieur d'un puits de cuve ainsi qu'un local d'instrumentation disposé laté- ralement par rapport au puits de cuve dans lequel pé- nètre l'une des extrémités de chacun des tubes de gui- dage joignant par un parcours comportant au moins un coude le local d'instrumentation au volume intérieur de la cuve dans lequel le tube de guidage débouche par une manchette verticale de traversée du fond de cuve engagée avec un certain jeu radial à l'intérieur de l'extrémité d'entrée d'un conduit de guidage du moyen de mesure ménagé dans les équipements, internes infé- rieurs et débouchant sur la face supérieure d-e la plaque de support de coeur, au niveau d'une position de pénétration du moyen de mesure de flux dans un as- semblage, procédé consistant à injecter, depuis le local d'instrumentation, de l'eau dans le tube de gui- dage et à produire une aspiration à l'intérieur du conduit de guidage du moyen de mesure, sans démontage des équipements internes inférieurs et sans avoir à mettre en oeuvre des dispositifs complexes. Dans ce but, on produit l'aspiration dans le conduit de guidage, depuis l'extrémité de sortie de ce conduit de guidage située au niveau de la face supé- rieure de la plaque support de coeur avec 'un débit d aspiration *Q2 supérieur au débit 01 d'injection, le rapport du débit d'aspiration Q2 au débit d'injection Q1 étant au moins égal au rapport de la section d'en- trée du conduit de guidage dans laquelle s'engage la manchette de traversée à la section intérieure de la manchette. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire à titre d exemple non limi- tatif, en se référant aux figures jointes en annexe, 26 1 6954 un mode de réalisation du procédé suivant l'invention et un dispositif pour la mise en oeuvre de ce procédé. La figure 1 est une vue schématique en coupe par un plan vertical d'un réacteur nucléaire, pendant la mise en oeuvre du procédé de nettoyage suivant l'invention. La figure 2 est une vue en coupe par un plan vertical d'un conduit de guidage traversant les équi- pements internes inférieurs du réacteur. Les figures 3a, 3b et 3c sont.des vues en coupe verticale d'une partie du dispositif permettant la mise en oeuvre du procédé selon l'invention, sui- vant trois modes de réalisation différents. Sur la figure 1, on voit la cuve 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression disposée à l'intérieur d'un puits de cuve 2 ménagé à l'intérieur de la structure en béton du bâtiment du réacteur. Au- dessus du puits 2 est prévue une piscine 3 constituant la piscine du réacteur. Sur la figure 1, la cuve 1 du réacteur a été représentée pendant une phase d'entretien du réacteur dans laquelle on effectue diverses opérations de répa- ration et de maintenance et en particulier le nettoya- ge des tubes de guidage d'instrumentation. Pendant cette phase d'entretien, le couvercle supérieur de la cuve est enlevé et l'ensemble de la piscine 3 et de la cuve 1 est rempli d'eau. Les équipements internes supérieurs du réac- teur ainsi que les assemblages du coeur ont été ex- traits de la cuve 1 qui renferme encore-les équipe- ments internes inférieurs 4'. Ces équipements internes inférieurs 4 comportent en particulier la plaque de support - de coeur 5 sur laquelle viennent reposer les assemblages combustibles. La cuve 1 comporte un fond bombé la de forme hémisphérique dans lequel sont fixées de manière étan- che des manchettes de traversée telles que la manchet- te 7 représentée sur la figure 1. Il est à remarquer que la représentation de la figure 1 est très schématique et ne correspond que de très loin à la réalité. En particulier, le diamètre des manchettes 7 ou pénétrations a été considérable- ment agrandi, par rapport aux dimensions de la cuve, pour montrer les éléments concernés par le procédé suivant l'invention. En réalité, le fond l'a de la cuve est tra- versé par cinquante pénétrations 7 dont le diamètre intérieur est sensiblement égal à 15mm. La manchette 7 constitue l'extrémité de traversée du fond de cuve la, pour un tube d'instrumentation 6 de grande longueur joignant un local d'instrumentation 10 au fond de cuve la. Le local d'instrumentation 10 est ménagé à l'inté- rieur du bâtiment du réacteur dans une position laté- rale par rapport à la piscine 3. Un puits vertical Il et un tunnel horizontal 12 permettent de joindre le local d'instrumentation 10 au fond du puits de cuve 2. Les tubes d'instrumentation 6 ont un parcours en L ou en U à l'intérieur du puits 11, du tunnel 12 et du puits de cuve 2, si bien que chacun des tubes d'ins- trumentation 6 forme deux coudes 6a et 6b ayant un rayon de courbure relativement grand. Un doigt de gant 14 dans lequel on peut déplacer les sondes de.mesure de flux neutronique est disposé à l'intérieur du tube 6 de façon à pouvoir se déplacer dans ce tube de gui- dage 6 par traction ou poussée sur son extrémité si- tuée dans le local d'instrumentation 10. L'extrémité de la manchette 7 pénétrant dans la cuve 1 vient s'engager'dans l'extrémité inférieure,. 26 1 6954 9. ou extrémité d'entrée, d'un conduit de guidage 8 tra- versant les équipements internes 4 du réacteur, jus- qu'à la face supérieure de la plaque de support de coeur 5. Le conduit de guidage 8 débouche sur cette face supérieure de la plaque de support 5, par exemple par l'intermédiaire d;un embout de guidage qui consti- tue son extrémité de sortie et qui est mis en coinci- dence avec l'extrémité inférieure d'un tube d'instru- mentation d'un assemblage combustible, lors du charge- ment du coeur. Le doigt de gant 14 est donc guidé sur tout son parcours entre le local d'instrumentation 10 et le coeur du réacteur. Pendant leur déplacement, les doigts de gant 14 risquent d'entrainer des particules radio-actives provenant du coeur à l'intérieur du tube de guidage 6. Ces particules 15 ont tendance à se rassembler et à subir un tassement dans les zones des coudes 6a et 6b - et dans la partie rectiligne horizontale du tube de guidage 6 située entre les coudes 6a et 6b. Les accu- mulations de particules 15 augmentent considérablement les efforts de traction ou de poussée nécessaires pour assurer le déplacement du doigt de gant 14. Il est donc nécessaire, pendant les périodes d'entretien du réacteur nucléaire, d'effectuer le net- toyage des tubes 6, pour faire disparaitre les accumu- lations de particules 15. En se reportant à la figure 2, on voit de manière plus détaillée la structure d'un conduit de guidage 8 traversant les équipements internes infé- rieurs 4 du réacteur, jusqu'à la. face supérieure de la plaque de support de coeur 5. On voit que le conduit de guidage 8 comporte plusieurs parties successives dont le diamètre est dé- croissant depuis l'extrémité d'entrée du conduit de 26 1 6954 guidage située à sa partie inférieure, jusqu'à sa par- tie de sortie située juste au-dessus de la plaque de support 5. La manchette 7 pénètre, sur une certaine longueur, à l'intérieur de l'extrémité d'entrée 8a du conduit 8, avec un jeu radial 3 relativement impor- tant. Ce jeu radial permet de faciliter la mise en place des équipements internes inférieurs à l'inté- rieur de la cuve 1 du réacteur, cette opération néces- sitant la mise en coincidence des cinquante extrémités 8a des conduits.de-guidage avec les cinquante manchet- tes 7 correspondantes fixées dans le fond de cuve la. Le conduit de guidage 8 se termine, au ni- veau de la plaque de support de coeur 5, par un embout 17 destiné à venir en coincidence, lors du chargement du coeur avec un tube d'instrumentation d'un assembla- ge combustible. En se reportant de nouveau à la figure 1, on va maintenant décrire le dispositif utilisé pour le nettoyage des tubes d'instrumentation 6, afin d'élimi- ner les accumulations de particules 15 pouvant se trouver dans ces tubes. Le dispositif qui va être décrit est placé dans des positions successives lui permettant d'effec- tuer le nettoyage de chacun des tubes d'instrumenta- tion 6 successivement. - Les extrémités des tubes 6 débouchant dans le local d'instrumentation 10 sont-fixées sur une pla- que horizontale 19 située à un niveau supérieur au ni- veau de la cuve 1 du réacteur. Chacun des tubes 6 est solidaire à son extrémité d'un boltier 20 muni de joints d'étanchéité permettant d'assurer le passage et le déplacement du doigt de gant 14 tout en maintenant le boltier 20 étanche. Le boitier 20 est également re- lié à une conduite d'injection 21 qui peut être ali- 26 1 6954 1 1 mentée en eau déminéralisée sous pression par l'inter- médiaire d'une pompe 22 et d'une conduite d'alimen- tation 23' Chacun des tubes d'instrumentation 6 compor- te un boitier étanche d'injection tel que le bottier relié par une conduite d'injection 21 à la pompe 22. Sur la figure 1, la cuve du réacteur nuclé- aire a été représentée dans sa position permettant l'entretien du réacteur et en particulier le nettoyage des tubes d'instrumentation. La cuve est ouverte, les assemblages combustibles du coeur ont été extraits et la cuve et la piscine'3 sont remplies d'eau, les boi- tiers d'étanchéité 20 sont mis en place sur les extré- mités des tubes d'instrumentation 6 avant remplissage de la piscine. Avant d'extraire -les assemblages du coeur, on met les doigts de gant dans leur position extraite, l'extrémité du doigt de gant située à l'intérieur du local 10 ayant une longueur voisine de 6,50 m. Le doigt de gant est ainsi totalement extrait du coeur et des équipements internes inférieurs 4 maintenus en place dans la cuve 1. Le dispositif de nettoyage permettant la mise en oeuvre du procédé suivant l'invention comporte une perche verticale de grande longueur 25 suspendue à l'extrémité d'un palan 26 monté circulant sur une voie de circulation 29, par l'intermédiaire d'un chariot 27; La voie de circulation 29 constituée par des rails est elle-même portée par une passerelle 30 circulant sur des rails 31 fixés sur les bords de la piscine 3. Les éléments 26, 27, 29, 30, 31 font partie de la machine de chargement du réacteur. 26 16954 Ce dispositif permet de mettre en place la perche 25 à la verticale de chacun des conduits de guidage 8 des internes inférieurs 4, successivement. La perche 25 porte à son extrémité un lest 33 sous lequel est fixée une cloche 34 munie d'un joint d'é- tanchéité 35 qui sera décrite plus en détail en se ré- *férant aux figures 3a, 3b et 3c. Une pompe 36 est reliée par l'intermédiaire d'un conduit d'aspiration 36a au volume intérieur de la cloche 34. La sortie de refoulement de la pompe est reliée, par l'intermédiaire d'un conduit souple 37, à l'entrée d'un filtre 38 dont la sortie communique avec un circuit 39 d'évacuation des effluents. Le circuit 39 peut être soit le circuit d'évacuation des ef- fluents du réacteur nucléaire, soit le circuit de fil- tration de l'eau de la piscine. Dans-ce second cas, après une deuxième filtration, les effluents épurés sont envoyés à la piscine 3. Pour permettre la mise en place de la perche 25 et de la cloche 34 dans une position voulue sur la face supérieure de la plaque de support de coeur 5, on utilise une caméra vidéo 40 et un projecteur 41 qui permettent de contrôler à distance la mise en place de la cloche 34. Sur les figures 3a, 3b et 3c, on a représen- té trois modes de réalisation différents de l'extrémi- té débouchant sur la face supérieure de la plaque de support de coeur 5, du conduit de guidage d'instrumen- tation 8. Sur la figure 3a, le conduit débouche direc- tement par un perçage traversant la plaque 5. L'extré- mité du conduit 8 est fixée sur la plaque 5 par des vis 44. Sur la figure 3b qui correspond au mode de réalisation représenté également sur la figure 2, le conduit 8 se termine par un embout d'extrémité 17 fixé dans un alésage traversant la plaque de support de coeur 5. Sur la figure 3c, le conduit 8 se termine par un embout 45 en plusieurs parties fixé dans un alésage de grand diamètre de la plaque de support de coeur 5. La cloche 34 du dispositif de nettoyage comportant le joint d' étanchéité 35 est adaptée à la configuration de l'extrémité du conduit de guidage 8. Dans tous les cas, cette cloche 34 est cons- tituée par une platine dans laquelle est prévu un évi- dement 46- entouré par le joint 35. La cloche 34 est -solidaire d'au moins deux pions de centrage et de po- sitionnement tels que le pion 42, qui viennent se cen- trer dans des trous 43 de la plaque 5 et, générale- ment, dans des trous-de passage d'eau de refroidisse- ment du réacteur. L'extrémité du conduit 36a est fixée sur la cloche 34 de façon à déboucher dans la chambre délimi- tée par 'l'évidement' 46, le joint 35 et la plaque de support de coeur 5, lorsque le dispositif est en posi- tion de service.comme représenté sur les figures 3a, 3b et 3c. Pour effectuer le nettoyage d'"un tube 6, la cloche 34 est mise en place sur la plaque de support de coeur 5, au-dessus de l'extrémité du conduit de guidage 8 correspondant au tube 6 à nettoyer. On utilise pour celA la perche.25 qui est amenée,- grâce au portique 30, au chariot 27 et au palan 26, à la verticale du conduit de guidage 8. -6 î 69 5 4 Les doigts de positionnement 42 de la cleacte 34 sont introduits dans des trous de passage d'eau Gag qui réalisent le positionnement et le centrage de Lae cloche 34. La perche est descendue jusqu'au moment au. le joint 35 vient reposer sur la face supérieure de ia. plaque support 5. Le lest 33 fixé à l'extrémité de,-. perche permet d'appliquer une certaine pression sur Le- joint 35. La mise en place de la cloche 34 à laqu e.11# est relié le dispositif d'aspiration 36, 36a est as'u-- rée et contrôlée gràce à la caméra vidéo 40 et au pgrri- jecteur 41. L'opération de nettoyage proprement d te peut alors commencer. Cette opération est effectuée em envoyant un débit d'eau déminéralisée Q1 dans le tèbe] -6, ce débit étant injecté dans le boiter 20 par la- pompe 22 et le conduit d'injection 21. Le débit Q1 es-t choisi à une valeur suffisante pour que la circulatiarn d'eau dans le tube 6 entraine les particules radin"- actives 15 accumulées dans le conduit qui sont ensutta transportées jusqu'à la sortie de la manchette 7', à l'intérieur de l'extrémité d'entrée 8a du conduit de guidage 8. Simultanément à l'injection de l'eau démnirr-- ralisée dans le tube 6, la pompe 36 est mise en farrc-- tionnement avec un débit d'aspiration Q2 supérieur Q1 et déterminé pour que les particules radio-actioes. parvenant à l'extrémité de la manchette 7 avec "'eau. déminéralisée de nettoyage soient aspirées de faça, - certaine par l'ensemble d'aspiration 36, 36a. En se reportant à la figure 2, on voit que la section intérieure S1 de la manchette 7 est se,-res-- blement inférieure à la section S2 de l'extrémité' d'entrée 8a du conduit de guidage 8. Les particulee 26 1 6954 radio-actives entrainées par l'eau de nettoyage et parvenant à l'extrémité de la manchette 7 risquent donc de retomber en fond de cuve. On établit donc un débit d'aspiration Q2 tel que le rapport Q2/Q01 soit sensiblement égal ou supé- rieur au rapport S2/S1. La vitesse V2 dans la partie d'extrémité 8a du conduit de guidage 8 est alors sen- siblement égale ou supérieure à la vitesse V1 de l'eau de nettoyage dans laquelle sont entraînées les parti- cules radio-actives. Le courant de nettoyage est donc entrainé vers le haut dans le conduit de guidage et les particules radio-actives ne peuvent retomber en fond de cuve. Un débit Q2 - Q1 est aspiré en fond de cuve si bien qu'aucune circulation de liquide ne peut se faire dans le sens descendant. Sur la figure 2, on a représenté le flux de nettoyage du tube par la flèche 48 et le flux d'eau aspiré en fond de cuve par les flèches 49. Dans le cas d'une manchette ayant une sec- tion intérieure dont le diamètre est de 15 mm et d'un conduit de guidage dont la section d'entrée a un dia- mètre de 70 mm, le rapport S2/S1 a pour valeur: 38,5/1 76) 22. Pour assurer un balayage de l'intérieur du tube de guidage suffisant pour entraîner les particu- les radio-actives, on a du établir une vitesse de cir- culation V1 de l'eau déminéralisée de nettoyage de 0,3 m/s. Le débit Q1 est alors de 0.19 m /h et le débit Q2 est donc: Q2 = 22 x 0.19 = 4 m3/h. En utilisant ces débits d'injection et d'as- piration respectivement, on réalise un nettoyage avec une aspiration de l'ensemble des particules entraînées par le fluide de nettoyage. Les particules en suspen- 26 1 6954 sion dans l'eau de nettoyage et dans l'eau aspirée en fond de cuve parviennent à la chambre délimitée par la cloche 34 et la plaque de support de coeur 5 dans la- quelle débouche la conduite 36a. Les particules sont ensuite entrainées dans la conduite 36a par la pompe 36 puis refoulées dans la conduite 37 jusqu'au filtre 38 o la plupart de ces particules sont piégées. Le fluide aspiré et éventuellement un faible reliquat de particules sont ensuite envoyés dans le circuit 39 o ils constituent des effluents.Eventuellement, après une seconde filtration, ces effluents sont renvoyés à la piscine 3. L'étanchéité de la cloche 34 est assurée d'une part grâce au poids du lest 33 et d'autre part grâce à la différence de pression de part et d'autre de la cloche 34. En effet, la cloche 34 est soumise à la pression de l'eau remplissant la piscine et la cuve sur sa surface extérieure et la chambre interne de cette cloche dans laquelle débouche la conduite 36a est soumise à la dépression créée par la pompe. Il en résulte une pression d'appui sur la cloche et une com- pression du joint 35 qui assurent une bonne étanchéité sur la surface supérieure de la plaque support 5, autour de l'extrémité de sortie du conduit 8. A l'issue de l'opération de nettoyage, son efficacité peut être appréciée de deux façons diffé- rentes: - on peut mesurer l'effort d'insertion des doigts de gant avant et après nettoyage et contrôler ainsi directement l'efficacité du nettoyage, - on peut également évaluer la quantité de particules récupérées par le filtre 38, en mesurant l'activité ou la masse de ces particules ou en effec- tuant un examen visuel; on obtient ainsi une mesure indirecte de l'efficacité du nettoyage. 26 1 6 9 5 4 Le procédé de nettoyage suivant l'invention présente l'avantage de pouvoir être mis en oeuvre sans avoir à sortir les équipements internes inférieurs de la cuve du réacteur. On obtient ainsi un gain de temps sur l'opération globale de nettoyage, on évite des risques d endommagement des équipements internes en cours de manutention et l'on réduit les doses de ra- dio-activité reçues par le personnel effectuant l'en- tretien du réacteur, pendant la manutention des équi- pements internes inférieurs. La dose de radio-activité reçue lors de cette manutention est de l'ordre de 1 Rem/h en bord de piscine. D'autre part, le procédé suivant l'invention peut être mis en oeuvre sans utiliser un dispositif complexe d'aspiration tel que celui décrit dans la de- mande de brevet 2.573.236 mentionnée ci-dessus. Le ma- tériel utilisé est plus simple et moins coûteux et sa mise en oeuvre est plus rapide. La durée d'interven- tion totale est donc beaucoup plus courte. D'autre part, le procédé suivant l'invention permet de récupérer parfaitement toutes les particules radio-actives entrainées par l'eau de nettoyage. Le procédé et le dispositif suivant l'inven- tion ne se limitent pas aux modes de réalisation qui ont été décrits. C'est ainsi qu'on a décrit ci-dessus un pro- cédé de nettoyage qui est effectué après déchargement complet du coeur mais qu'il est également possible d'effectuer ce nettoyage au cours d'un déchargement seulement partiel en modifiant de façon très limitée le dispositif utilisé. On peut par exemple munir la perche 25 d'un carénage ayant l'encombrement extérieur d'un assembla- ge combustible du réacteur, ce carénage contenant la cloche, la pompe et les tubes souples d'aspiration et de refoulement reliés à la pompe. L'ensemble des moyens utilisés pour l'aspiration étant contenu dans un carénage ayant l'encombrement d'un assemblage com- bustible, la mise en place de ce carénage dans le coeur est facilitée même si le déchargement du réac- teur n'est que partiel. On évite ainsi d'accrocher les assemblages ou des dispositifs de nettoyage voisins en descendant le carénage contenant les moyens d'aspira- tion en position de service sur la plaque support de - cqeur. On peut également remplacer la perche 25 par un assemblage combustible postiche dont on assure la manutention avec le mât de la machine de chargement du réacteur. Cet assemblage combustible postiche contient comme précédemment, l'ensemble d'aspiration comportant la cloche, la pompe et les tubes d'aspiration. L'invention peut s'appliquer à tout type de réacteur nucléaire comportant des tubes d'instrumen- tation débouchant dans des conduits traversant la plaque de support du coeur, quel que soit le jeu ra- dial de montage entre l'extrémité du tube d'instrumen- tation et le conduit de guidage. 1 9 REVENDICATIONS 1.- Procédé de nettoyage d'un tube de guida- ge (6) d'un moyen de mesure (14) de flux neutronique dans un réacteur à eau sous pression à l'arrèt compor- tant une cuve (1) renfermant des équipements internes (4, 5) de support et de maintien des assemblages com- bustibles du coeur ou équipements internes inférieurs disposés au-dessus du fond de cuve bombé (la) et com- portant en particulier, une plaque de support de coeur (5) horizontale, une piscine (3) communiquant avec le volume intérieur de la cuve (1), l'ensemble étant rem- pli d'eau, un bâtiment renfermant la piscine (3) et la cuve (1), à l'intérieur d'un puits de cuve (2) ainsi qu'un local d'instrumentation (10) disposé latérale- ment par rapport au puits de cuve (2) dans lequel pé- nètre l'une des extrémités de chacun des -tubes de gui- dage (6) joignant par un parcours comportant au moins un coude (Sa, 6b) le local d'instrumentation (10) au volume intérieur de la cuve (1) dans lequel le tube de guidage (6) débouche par une manchette verticale (7) de traversée du fond de cuve (la) engagée avec un cer- tain jeu radial à l'intérieur de l'extrémité d'entrée (Sa) d'un conduit de guidage (8) du moyen dé mesure (14) ménagé dans les équipements internes inférieurs (4) et débouchant sur la face supérieurede la plaque de support de coeur (5), au niveau d'une position de pénétration du moyen de mesure de flux dans un assem- blage, procédé consistant à injecter, depuis le local d'instrumentation (10), de l'eau dans le tube de-gui- dage (6) et à produire une aspiration à l'intérieur du conduit de guidage (8) du moyen de mesure (14), carac- térisé par le fait qu on produit l'aspiration dans le conduit de guidage (8) depuis l'extrémité de sortie de ce conduit de guidage (8) située au niveau de la face 26 1 6954 supérieure de la plaque de support de coeur (5) avec un débit d'aspiration Q2 supérieur au débit d'injec- tion Q1. 2.- Procédé suivant la revendication 1, car- actérisé par le fait que le rapport du débit d'aspira- tion Q2 au débit d'injection Q1 est sensiblement égal ou supérieur au rapport de la section d'entrée (Ba) du conduit de guidage (8) dans laquelle s'engage la man- chette de traversée (7), à la section intérieure de la manchette (7). 3.- Procédé suivant l'une quelconque des re- vendications 1 et 2, caractérisé par le fait que l'eau aspirée à l'intérieur du conduit de guidage (8) est ensuite filtrée pour retenir les particules radio- actives en suspension provenant du tube de guidage (6). 4.- Procédé suivant la revendication 3, ca- ractérisé par le fait que l'eau filtrée est ensuite envoyée dans un circuit (39) d'élimination des ef- fluents du réacteur nucléaire. 5.- Procédé suivant la revendication 3, ca- ractérisé par le fait que l'eau filtrée est ensuite renvoyée dans la piscine (3) du réacteur nucléaire. 6.- Dispositif de nettoyage d'un tube de guidage (6) d'un moyen de mesure (14) de flux neutro- nique dans un réacteur à eau sous pression à l'arrêt comportant une cuve (1) renfermant des équipements in- ternes (4) de support et de maintien des assemblages combustibles du coeur, ou équipements internes infé- rieurs, disposés au-dessus du fond de cuve bombé (la) et comportant en particulier une plaque de support du coeur (5) horizontale, une piscine (3) communiquant avec le volume intérieur de la cuve (1), l'ensemble étant rempli d'eau, un bâtiment renfermant la piscine 2616 954 2.1 (3) et la cuve (1), à l'intérieur d'un puits de cuve (2) ainsi qu'un local d'instrumentation (10) disposé latéralement par rapport au puits de cuve (2) dans lequel pénètre l'une des extrémités de chacun des tubes de guidage (6) joignant, par un parcours com- portant au moins un coude (6a, 6b), le local d'ins- trumentation (10) au volume intérieur de la cuve (1) dans lequel le tube de guidage (6) débouche par une manchette verticale (7) de traversée du fond de cuve (lal engagée avec un certain jeu-r4dial à l'intérieur de l'extrémité d'entrée d'un conduit de guidage (8) du moyen de mesure (14) ménagé dans les équipements in- ternes inférieurs (4) et débouchant sur la face supé- rieure de la plaque de support de coeur (5) au niveau d une position de pénétration du moyen de mesure de flux dans un assemblage comportant de manière connue des moyens (20, 21, 22) d'injection d'eau de nettoyage dans le tube (6) situés dans le local d'instrumenta- tion (10), des moyens (36, 36a) d'aspiration dans le conduit de guidage (8) et un moyen de filtration (38) des effluents aspirés dans le conduit de guidage, ca- ractérisé par le fait qu'il comporte en outre une clo- che (34) munie d'un joint (35) destiné à venir en po- sition étanche autour de l'extrémité de sortie du conduit de guidage (8), sur la plaque de support (5), les moyens d'aspiration (35,- 36, 37) étant en communi- cation avec le volume intérieur de la cloche- (34). 7.- Dispositif suivant la revendication 6, caractérisé par le fait que la cloche (34) et les moyens d'aspiration (35, 36) sont fixés à l'extrémité d une perche (25) de grande longueur suspendue à un palan (26) se déplaçant au-dessus de la piscine (3) du réacteur. 2 6 1 6 9 5 4 8.- Dispositif suivant la revendication 7, caractérisé par le fait qu'un lest (33) est fixé sur la perche (25) dans sa partie d'extrémité reliée à la cloche (34). 9.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 7 et 8, caractérisé par le fait qu'une caméra vidéo (40) et un projecteur (41) sont fixes sur la perche (25), pour le contrôle de la mise en place de la cloche (34). 10.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 6 à 9, caractérisé par le fait que les moyens d'aspiration (36, 36a) sont reliés au disposi- tif de filtration (38) par une conduite souple (37). 11.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 6 à 10, caractérisé par le fait que la cloche (34) est solidaire d'au moins deux doigts de centrage et de positionnement (42) destinés à venir se loger dans des trous de passage d'eau (43) traversant la plaque de support de coeur 5. 12.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 6 à 11, caractérisé par le fait que la cloche (34) et les moyens d'aspiration (36, 36a) sont logés dans un carénage ayant l'encombrement extérieur et la forme d'un assemblage combustible du réacteur nucléaire.