Brevet FR2645327A1 — publié le 19901005

264532? L'invention concerne un procédé et un dispo- sitif de contrôle dimensionnel et géométrique d'élé- ments de guidage et de positionnement des équipements internes supérieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent des assemblages combustibles prismatiques juxtaposés constituant le coeur du réacteur dans le- quel se produit le dégagement de chaleur fourni par la fission des pastilles d'uranium enrichi contenues dans les crayons constituant les assemblages. La régulation ou l'arrêt de la réaction nu- cléaire fournissant la production de chaleur qui est transmise au fluide caloporteur constitué par de l'eau sous pression sont réalisés par des grappes de réglage constituées chacune par un faisceau de vingt-quatre crayons absorbants contenant du carbure de bore qui absorbe facilement les neutrons. Ces grappes de contrôle sont introduites dans le réseau des vingt- quatre tubes-guides d'un assemblage combustible cons- tituant également l'ossature de l'assemblage. Cette ossature comporte des grilles fixées sur les tubes- guides et délimitant un réseau dans lequel sont placés et maintenus les crayons combustibles. Les grappes de contrôle sont déplacées dans le coeur du réacteur suivant sa direction verticale, de manière à réguler le réacteur nucléaire, en fonc- tion de l'appauvrissement de l'uranium enrichi des pastilles contenues dans les crayons combustibles et des variations de la demande d'énergie du réseau. Le déplacement des grappes de contrôle sui- vant la direction axiale du tube-guide des assemblages combustibles est réalisé par des mécanismes de comman- de placés sur le couvercle de la cuve du réacteur. Ces grappes de contrôle se déplacent de manière fréquente si bien qu'après un long cycle de fonctionnement, les gaines des crayons absorbants des grappes de contrôle peuvent subir une certaine usure. Les grappes de contrôle sont d'autre part guidées, au-dessus du coeur, par des tubes de guidage faisant partie des équipements internes supérieurs du réacteur et disposes dans l'alignement des assemblages combustibles dans lesquels on introduit les grappes de contrôle. Les tubes de guidage des équipements inter- nes supérieurs du réacteur comportent des cartes de guidage placées à des intervalles réguliers suivant une partie substantielle de la longueur du tube de guidage et des dispositifs de guidage continu occupant la partie inférieure du tube de guidage. Apres un temps de fonctionnement plus ou moins long, le frottement des gaines des crayons ab- sorbants des grappes de contrôle dans les éléments de guidage peut entrainer une usure et plus spécialement une ovalisation de l'alésage-des éléments de guidage qui sont reliés entre eux par des ouvertures permet- tant le passage des membranes sur lesquelles sont fixés les crayons absorbants. Le phénomène d'usure peut être amplifié de façon qu'il produise une usure prématurée des éléments de guidage, sous l'effet des vibrations des gaines des crayons absorbants à l'intérieur des cartes et des fourreaux continus de guidage, engendrées par le pas- sage du fluide de refroidissement, notamment lors des transitoires. On ne connaissait pas jusqu'ici-de procédé ou de dispositif permettant d effectuer le contrôle dimensionnel et géométrique des-éléments de guidage des grappes de contrôle, les équipements internes du réacteur nucléaire étant sous eau, à l'intérieur de la cuve ou de la piscine du réacteur ou encore à l'air libre sur un stand de réparation à proximité de la cuve du réacteur. D'autre part, les tubes de guidage des équi- pements internes supérieurs sont maintenus et placés dans l'alignement des assemblages combustibles par des broches de guidage engagées dans des ouvertures de la plaque inférieure des équipements internes supérieurs constituant la plaque supérieure du coeur. L'entraxe de ces broches de guidage doit être contrôlé de façon trés précise mais on ne connaissait pas jusqu'ici de procédé et de dispositif permettant d'effectuer ce contrôle sur l'extrémité inférieure des tubes de gui- dage portant les broches venant s'engager dans la pla- que inférieure des équipements internes supérieurs du réacteur. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de contrôle dimensionnel et géométrique d'éléments de guidage et de positionnement des équipe- ments internes supérieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression qui soit d'une grande précision et qui permette d'effectuer le contrôle sur les équipe- ments internes supérieurs, aussi bien dans le cas o ces éléments se trouvent sous eau dans la piscine du réacteur ou hors d'eau, sur un stand de réparation. Dans ce but, on dispose au moins *une arma- ture métallique en vis-à-vis d'une surface d'un élé- ment de guidage sur lequel on effectue le contrôle, et on mesure la capacité du condensateur constitué par l'armature métallique, la surface de l'élément-de gui- dage et une couche de fluide diélectrique, tel que de l'air ou de l'eau séparant l'armature de la surface de l'élément de guidage. L'invention est également relative 'à des dispositifs de contrôle dimensionnel et géométrique permettant de mettre en oeuvre le procédé suivant l'invention, dans le cas des équipements internessu- périeurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. 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, plusieurs modes de réalisation de dispositifs pe'met- tant de mettre en oeuvre le procédé de contrôle di- mensionnel suivant l'invention. La figure I est une vue en coupe par un plan vertical de la cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. La figure -2 est une vue en élévation d'un tube de guidage des équipements internes supérieurs de la cuve du réacteur nucléaire représenté sur la figure 1. La.figure 2A est une vue en coupe suivant AA de la figure 2. La figure 2B est une vue en coupe suivant BB de la figure 2. La-figure 2C est une'vue en coupe suivant CC de la figure 2. La figure 2D est une vue en coupe suivant DD de la figure 2. La figure 2E est une vue en coupe suivant EE de la figure 2. - La figure 3 est une vue à plus grande échel- le du détail 3 de la figure 2. La figure 4A est une vue en coupe d'un canal d un élément de guidage périphérique dans lequel-est introduit un dispositif de contr6le dimensionnel et géométrique suivant l'invention. - La figure 4B est une vue en coupe d'un canal intermédiaire d'un élément de guidage dans lequel est introduit un dispositif de contrôle suivant l'inven- tion. -La figure 5 est une vue en élévation d'un ensemble de contrôle dimensionnel et géométrique sui- vant l'invention. La figure 6 est une vue en élévation de la partie inférieure d'un tube de guidage comportant les broches de positionnement de ce tube de guidage. La figure 7 est une vue de dessus d'un dis- positif permettant de mesurer l'entraxe entre les deux broches du tube de guidage représenté sur la figure 6, au niveau des parties fendues de ces broches. La figure 8 est une vue de dessus d'un dis- positif permettant de mesurer l'entraxe des broches du tube de guidage représenté sur la figure 6, dans leur partie pleine. La figure 9 est une vue en coupe à grande échelle d'un canal de guidage périphérique dans lequel est placé un dispositif de mesure d'ovalisation sui- vant l'invention. Sur la figure 1, on voit la structure 1 d'un réacteur nucléaire à- eau sous pression sur laquelle repose la cuve 2 du réacteur renfermant le coeur 3 constitué par des assemblages combustibles 5 prismati- ques disposés avec leurs axes dans la -direction verti- cale. Le coeur 3 est placé à l'intérieur des équipe- ments internes inférieurs 6 comportant en particulier. un cldisonnement entourant le coeur. Au-dessus du coeur 3 sont disposés les équi- pements internes supérieurs 7 comportant une plaque supérieure 8. une plaque inférieure 9 constituant la plaque supérieure du coeur et des tubes de guidage 10. 2645327- Chacun des tubes de guidage comporte une partie supérieure 1oa fixée sur la plaque supérieure 8 des équipements internes supérieurs et une partie in- férieure lOb engagée par l'intermédiaire de broches de guidage dans la plaque inférieure 9 des équipements internes supérieurs. Les grappes de contr6le 11 du réacteur nu- cléaire qui peuvent être déplacées verticalement par des dispositifs de commande 12 sont mobiles, chacune entre une position supérieure à l'intérieur d'un tube de guidage 10 des équipements internes supérieurs et une position inférieure o ils sont engagés complète- ment dans un assemblage combustible 5. Sur la figure 2, on voit un tube de.guidage 10 des équipements internes supérieurs du réacteur nucléaire représenté sur la figure 1. Le tube de guidage 10 comporte une partie supérieure 1Oa fixée par des vis.sur la plaque supé- rieure 8 des équipements internes dans laquelle sont disposées des cartes de guidage, respectivement 14 et , représentées sur les figures 2A et 2B. La partie 10a du tube de guidage est fermée à sa partie supérieure par une plaque 16 comportant une ouverture permettant le passage du pommeau de la grappe reliée à la tige du dispositif de commande de déplacement 12 de cette grappe. Chacune des cartes de guidage 14 et 15 com- porte une ouverture centrale 19 de passage du pommeau de la grappe et des ouvertures radiales 20 et 21 per- mettant le passage des membranes.et des crayons absor- bants. Les ouvertures 20 comportent chacune un ca- nal de guidage 22 à leur extrémité permettant le gui- dage d'un crayon absorbant périphérique de la- grappe fixé à l'extrémité de la membrane correspondante. 2645327- ? Chacune des ouvertures 21 comporte un canal de guidage 23 à son extrémité permettant le guidage d'un crayon périphérique de la grappe et un canal de guidage intermédiaire 23' permettant le guidage d'un crayon interne de la grappe de crayons absorbants. Chacune des grappes comporte seize crayons périphéri- ques et huit crayons internes. Chacune des cartes de guidage comporte donc huit ouvertures radiales telles que 20 et huit ouver- tures radiales telles que 21. La carte de guidage 14 est fixée par des vis engagées dans des trous filetés 24 usinés sur la partie périphérique de la carte de guidage dans une direction radiale. La carte de guidage 15 est fixée par des vis engagées dans des trous 29 de la carte et-fixées dans des plaques de fixation 30 de la partie supérieure 10a du tube-guide 10 sur la plaque supérieure 8 dés équi- pements internes. Dans la partie lob du tube de guidage sont fixées 'à intervalles réguliers des cartes de guidage 32 à section sensiblement carrée comportant à leur pé- riphérie des ergots de fixation 33 qui sont engagés dans des ouvertures 35 de l'enveloppe de la partie in- - 25 férieure lOb du tube de guidage à section carrée. Cette partie lob est constituée de deux demi-capots qui peuvent -être assemblés après engagement des cartes de guidage. Les cartes de guidage 32 de forme carrée comporte des ouvertures radiales semblables aux ouver- tures des cartes supérieures 14 et 15. Dans sa partie inférieure, le tube de guida- ge lob comporte des éléments de guidage continus 36 et 37 constitués respectivement par des canaux de guidage usinés dans l'enveloppe à section carrée du tube de guidage continu et des goussets comportant deux canaux de guidage 38, 38', disposés dans une direction radia- le par rapport à l'enveloppe du tube de guidage conti- nu. L'enveloppe du dispositif de guidage continu comporte des ergots 40 qui sont engagés dans des ou- vertures 41 traversant la paroi des deux demi-envelop- pes de la partie inférieure du tube o10b. La partie inférieure des dispositifs de gui- dage 36 et 37 est fixée sur la bride inférieure 43 re- posant sur la plaque inférieure des équipements inter- nes supérieurs 9. Comme il est visible sur la figure 3, des broches de guidage telles que la broche 45 assurent la fixation et la mise en place de la partie inférieure du tube de guidage 10 sur la plaque supérieure de coeur 9 constituant la plaque inférieure des équipe- ments internes. La broche 45 comporte une partie pleine 45a et une partie fendue 45b, la partie 45a étant engagée dans la plaque 43 et la partie 45b dans une ouverture 46 de la plaque 9. Deux broches de centrage sont fixées en des positions diamétralement opposées, sur la bride 43. Sur la figure 4A, on voit la surface inté- rieure d'un canal de guidage 23 disposé à l'extrémité d'une ouverture 21 d'une carte de guidage telle que représentée sur l'une des figures 2A, 2B ou 2C. A l'intérieur du canal de guidage 23 est placé un dispositif de mesure suivant l'invention.48 constitué par une tige 49 en un matériau isolant dans laquelle sont placées des armatures-métalliques 50. Un conducteur électrique 51 est relié à chacune des arma- tures 50 qui sont disposées à 90 les unes des autres à la périphérie de la tige 49. Les conducteurs 51 passent dans un canal central 52 de la tige 49 pour être reliés à un circuit de mesure permettant de déterminer la capacité de cha- cun des condensateurs constitués par une armature 50, la surface 'intérieure du canal de guidage 23 et la couche de fluide diélectrique qui peut être de l'eau ou de l'air remplissant le canal 23. Sur la figure 4B, on a représenté le dispo- sitif de mesure 48 à l'intérieur d'un canal de guidage 23' situé en position intermédiaire et assurant le guidage d'un crayon situé vers l'intérieur de la grap- pe de crayons absorbants. Dans le cas de la mesure représentée sur la figure 4A, aussi bien que dans le cas de la mesure représentée sur la figure 4B, le dispositif 48 permet de déterminer l'usure du canal de guidage correspon- dant 23 ou 23'. On-fait circuler la tige 49 suivant la direction axiale du canal et on mesure les variations de capacité des différents capteurs traduisant la dis- tance du capteur par rapport à l'alésage à mesurer. On effectue au préalable l'étalonnage du dispositif de mesure en le faisant passer dans l'alé- sage d'une bague étalon. - Sur la figure 5, on a représenté l'ensemble d'un dispositif de mesure permettant de contrôler les canaux de guidage d'in tube-guide des équipements in- ternes supérieurs d'un réacteur nucléaire. L'ensemble de mesure désigné de manière gé- nérale par le repère 55 présente la structure générale d'une grappe de contrôle qui peut être introduite dans un assemblage combustible pour régler la réaction nu- cléaire. Ce dispositif comporte un pommeau supérieur 56 comportant des moyens d'accrochage rapide 57 à un moyen de déplacement dans la direction verticale qui peut être constitué par une perche dont la partie.in- férieure comporte des éléments de raccord au pommeau 56. Sur le pommeau 56 sont fixées des membranes 58 disposées dans des directions radiales et analogues aux membranes de support des crayons absorbants d'une grappe de contrôle. Sur les membranes 58 sont fixées, à la place des crayons absorbants d'une grappe de contrôle, des tiges 59, dans des positions correspondant au réseau des tubes-guides d'un assemblage. Certaines membranes portent une tige 59 à leur extrémité et les autres membranes deux tiges, l'une étant située à l'extrémité de la membrane et l'autre dans une position intermé- diaire. L'ensemble 55 comporte également un arbre central 60 assurant la jonction entre la partie supé- rieure de l'ensemble 55 constitué par le pommeau 56 et les membranes 58 et une partie inférieure comportant des membranes 61 dans des positions identiques à cel- les des membranes 58. Les membranes 61 portent des tiges 62 qui se trouvent dans la position des éléments absorbants d une grappe de contrôle. Ces membranes 61 sont reliées à un pommeau 63 sur lequel elles sont fixées dans des directions radiales. Les membranes 58, le pommeau 56 et les tiges 59 constituent un premier ensemble supérieur qui doit être relié à l'ensemble inférieur constitué par le pommeau 63. les membranes 61 et les tiges 62. 2645327' La liaison entre l'ensemble supérieur et l'ensemble inférieur est assurée par un arbre 60 com- portant une partie inférieure à faible diamètre 65 constituant une tige d'assemblage qui est engagée dans l'alésage 66 du pommeau inférieur 63. Cette tige 65 permet de fixer l'orientation de la partie inférieure de l'ensemble de détection 55 par rapport à la partie supérieure. grâce à une clavette 67 engagée dans une rainure longitudinale usinée dans l'alésage du pommeau 63. Une vis d'assemblage 68 peut être introduite dans l'alésage du pommeau pour être vissée à l'inté- rieur d'un trou taraudé usiné à l'extrémité de la tige constituant l'extrémité de l'arbre d'assemblage 60. La tête de la vis 68 à six pans creux vient se loger dans un lamage constituant un élargissement de l'alé- sage du pommeau. Le pommeau inférieur 63 comporte une surface profilée 69 constituant un carré d'orientation pour l'ensemble de contrôle 55. - Entre chacune des tiges 59 et 62 en vis-à- vis est placé un support 70 dans lequel est monté, en position centrale, un dispositif de contr6le capacitif 48 tel que représenté sur les figures 4A ou 4B. Ce dispositif comporte en particulier des armatures mé- talliques 50 disposées en retrait par rapport à la surface extérieure d'un support isolant 49. Les dispositifs de contr6le 48 sont assem- blés aux éléments de support 70 et 70' par l'intermé- diaire de tenons 72, 72' venant s'engager dans des ou- vertures de forme correspondante des éléments de sup- port 70 et 70'. Lors d'un arrêt du-réacteur nucléaire pour rechargement et contrôle, les équipements internes su- 2645327- périeurs de ce réacteur sont placés sur un support dans la piscine du réacteur nucléaire. Un dispositif porteur mobile peut se dépla- cer de manière extrêmement précise, de façon à venir se positionner sous la plaque inférieure 9' des équipe- ments internes supérieurs, dans l'alignement d'un tube de guidage quelconque de ces équipements internes su- périeurs. Ce porteur peut également se placer dans une position située dans la piscine, en dehors de la zone occupée par les équipements internes supérieurs. * - L'ensemble de contrôle 55 raccordé à une perche de manutention est descendu dans l'alignement- de l'axe de référence du porteur et orienté de manière à engager le carré d'entrainement du pommeau inférieur 63 de l'ensemble 55 sur un élément correspondant du porteur. Des moyens de maintien de l'ensemble 55 sur le porteur peuvent être actionnés à distance. La perche reliée au pommeau supérieur de l'ensemble 55 est désolidarisée de celui-ci et le por- teur vient positionner l'axe de référence du disposi- tif de contrôle sous la colonne de guidage dont on dé- sire contrôler l'usure des guides de cartes. La perche est introduite dans la direction verticale, dans l'alésage de la plaque 16 du tube de guidage 10 correspondant. La perche est descendue sui- vant la direction verticale de la colonne de guidage et ressort. sous la plaque inférieure des équipements internes de manière à se raccorder sur les moyens d'accrochage 57 du pommeau 56. Ce raccordement établit en même temps la connexion des éléments de transmis- sion des mesures reliés aux armatures 50 et transitant par l'intérieur des supports 70 et des tiges 59 pour parvenir au pommeau 56. 2645327- On peut également utiliser une fibre optique pour transmettre les informations aux moyens de mesure et de contrôle situés au niveau du plancher de service de la piscine, dans le cas de mesures sous eau et un ensemble de moyens électroniques situés dans le pom- meau 56. Ces éléments de transmission sont raccordés à un module d'enregistrement des mesures placé sur le plancher de service de la piscine du réacteur. L'ensemble de contrôle 55 est fixé sur le porteur par l'intermédiaire de dispositifs de fixation commandables à distance. Lorsque la perche est raccordée, on réalise à distance la désolidarisation du porteur et de l'en- semble de contrôle 55 puis on déplace, dans la direc- tion verticale, l'ensemble 55 à l'intérieur du tube de guidage correspondant en utilisant la perche fixée au pommeau 56. L'opération de contrôle est réalisée en dé- plaçant l'ensemble de contrôle 55 verticalement dans les dispositifs de guidage, afin d'enregistrer l'en- semble des mesures relatives aux canaux de guidage continu et aux cartes de guidage. L'enregistrement des variations de capacité permet de déterminer la varia- tion de la distance entre l'armature du capteur et l'alésage, suivant toute la hauteur du tube 'de guida- ge. Les tiges 59 et 62 et les supports 70 et 70' entre lesquels se trouvent les capteurs 48 ont une longueur totale de 300 mm chacune, si bien que le gui- dage est assuré simultanément dans deux cartes de gui- dage au minimum. Lorsque la mesure est terminée dans un tube de guidage des équipements internes supérieurs, le 2645327- dispositif 55 est descendu sur son porteur o il est à nouveau raccordé grâce aux éléments de fixation à dis- tance et la perche est déconnectée. On utilise le porteur pour placer l'ensemble de contrôle sous un nouveau tube de.guidage, afin d'effectuer le contrôle de l'usure dans ce tube de guidage. Lorsque l'ensemble des colonnes de guidage a été contrôlé, le porteur sur lequel est monté l'ensem- ble de contrôle 55 est placé en dehors de la zone des équipements internes supérieurs et cet ensemble 55 est extrait de la piscine en utilisant la perche de manu- tention. Sur la figure 6, on voit le mode de fixation de la partie inférieure lOb d un tube de guidage sur la plaque infériêUre 9 des équipements internes supé- rieurs. Le tube de guidage est fixé par l'intermédiai- re d'une bride 43 reposant sur la plaque 9, dans la- quelle sont fixées deux broches de guidage 45 dans des positions diamétralement opposées et avec leur partie fendue 45b dans des orientations situées à 90' l'une de l'autre. Les broches 45 sont engagées par leur partie inférieure fendue dans des ouvertures 46 de la plaque 9 comme il est visible sur la figure 3. Sur la figure 7, on voit un dispositif de contrôle 75 suivant l'invention permettant de contrô- ler l'entraxe des broches 45 dans leur partie fendue b. Le dispositif 75 comporte une ossature 76 en matériau isolant dans laquelle sont prévus deux alésa- ges.77 et- 78 dont l'entraxe correspond à l'entraxe théorique des broches 45. Dans la paroi de l'alésage 77 et légèrement en retrait par rapport à la surface intérieure de cet alésage sont disposées deux armatures 79 et 79 dans des positions sensiblement parallèles à la fente de la broche 45b. Dans l'alésage 78 et dans des positions lé- gèrement en retrait par rapport à la surface intérieu- re de cet alésage sont d'autre part disposées quatre armatures 80. 80' et 81, 81', légèrement en retrait par rapport à la surface intérieure de l'alésage et dans des positions placées à 45e par rapport à la fente de la partie 45b de la broche. La mesure peut être effectuée sur les bro- ches 45, pour déterminer leur entraxe, lorsque le tube de guidage 10 a été extrait de la plaque inférieure 9 des équipements internes supérieurs du réacteur. Les alésages 77 et 78 sont introduits à dis- tance, autour des parties fendues 45b des broches 45 et on effectue des mesures de capacité des condensa- teurs constitués par les armatures 79, 79'., la surface extérieure de la partie fendue 45b de la broche cor- respondante et la couche de fluide diélectrique inter- calée entre les armatures 79, 79' et la surface exté- rieure de la partie fendue 45b de la broche 45. De même, on effectue des mesures de capacité des condensateurs constitués par les armatures 80, '. 81 et 81', la surface extérieure de la broche 45 correspondante dans sa partie fendue 45b et la couche de fluide diélectrique comprise entre les armatures et la surface extérieure de la broche dans sa partie fen- due. La,comparaison'des mesures de capacité obte- nues permet de déterminer avec une très grande préci- sion l'écart de l'entraxe des broches par rapport à l'entraxe théorique défini par les alésages 77 et 78. Sur la figure 8. on a représenté un disposi-. tif 82 qui peut être utilisé pour déterminer l'entraxe des broches 45 dans leur partie pleine située au-des- sus de la partie fendue 45b. Le dispositif 82 comporte un corps en matiè- re isolante 83 dans lequel sont usinés des alésages 84 et 85 dont l'entraxe correspond à l'entraxe théorique des broches de centrage 45. Des armatures 86 et 86' sont disposées légè- rement en retrait dans la paroi intérieure de l'alésa- ge 84 et de même des armatures métalliques 87 et 87' sont disposées légèrement en retrait dans la surface de l'alésage 85. Les armatures 86 et 86' d'une part et 87 et 87' d'autre part sont dans des positions diamétrale- ment opposées par rapport aux alésages correspondants. Le principe de la mesure est identique au principe de la mesure utilisant le dispositif 75 re- présenté sur la figure 7. Sur la figure 9, on voit un capteur de contrôle 88 constitué par une tige 89 en matériau iso- lant dans 'a surface externe de laquelle est placée une armature 90 dans une position légèrement en re- trait par rapport à la surface extérieure de la tige 89. Le capteur 88 est introduit dans l'alésage 91 d'un canal de guidage d'un tube des équipements in- ternes supérieurs d'un réacteur nucléaire et mis en rotation autour de son axe correspondant à l'axe théo- rique du canal de guidage 91. Les mesures de variation de la capacité du condensateur constitué par l'armature 90, la surface intérieure de l'alésage 91 et la couche de diélectri- que comprise entre l'armature et la surface intérieure. de l'alésage 91 permettent de déterminer la forme du profil d'usure 92 de ce canal de guidage. Dans tous les cas, les mesures et contrôle peuvent être effectués à distance avec une très grande précision, que les équipements internes supérieurs du réacteur soient plongés dans l'eau de la piscine du réacteur ou se trouvent sous air dans un stand-de ré- paration et de contrôle. Il est bien évident que le procédé suivant l'invention peut être mis en oeuvre en utilisant des dispositifs différents de ceux qui ont été décrits et qui peuvent être adaptés aux éléments de guidage ou de positionnement des équipements internes supérieurs du réacteur dont on veut effectuer le contrôle dimension- nel et géométrique. L'invention peut s'appliquer au contrôle d'éléments de guidage ou de positionnement d'équipe- ments internes supérieurs. différents des cartes ou dispositifs de guidage continus ou encore des broches de fixation ou de guidage des tubes de ces équipements internes. 2645327' REVENDICATIONS 1.- Procédé de contrôle dimensionnel et géo- métrique d'éléments de guidage et de positionnement (22, 23, 24, 38, 38', 45) des équipements internes su- périeurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, caractérisé par le fait: - qu'on dispose au moins une armature métallique (50. 79, 79', 80, 80', 81, 81', 86, 86', 87,-87', 90) en vis-à-vis d'une surface d'un élément de guidage sur lequel on effectue le contrôle, - et qu'on mesure la capacité du condensateur consti- tué par l'armature métallique, la surface 'de l'élément de guidage et une couche de fluide diélectrique tel que de l'air ou de l'eau séparant l'armature de la surface de l'élément de guidage. 2.- Procédé suivant la revendication 1, ca- ractérisé par le fait qu'on déplace dans la direction verticale, au moins un dispositif de contrôle (48) comportant des armatures (50), à l'intérieur de canaux de guidage, à l'intérieur d'un tube de guidage des équipements internes supérieurs du réacteur. 3.- Procédé suivant la revendication 1, ca- ractérisé par le fait qu'on place autour des broches de guidage (45) d'un tube des équipements internes su- périeurs des ensembles d'armatures métalliques (79, 79', 80, 80', 81, 81') portés par un support isolant (76). les armatures métalliques étant disposées légè- rement en retrait dans deux alésages dont l'entraxe correspond à l'entraxe théorique des broches de guida- ge (45) du tube (10) des équipements internes supé- rieurs. 4.- Dispositif de contrôle dimensionnel et géométrique d'éléments de guidage et de positionnement des équipements internes supérieurs d'un réacteur nu- cléaire à eau sous pression, caractérisé par le fait qu'il comporte un support isolant (49, 76, 83, 89) dans lequel sont fixées des armatures métalliques' re- liées à des fils de connexion assurant la mesure à distance de la capacité de condensateurs constitués par les armatures et une surface dont on contrôle les dimensions ou la géométrie. 5.- Dispositif de contrôle suivant la reven- dication 4, caractérisé par le fait que les supports (49) des dispositifs de mesure capacitifs (48) sont de forme cylindrique et que les armatures métalliques (50) sont disposées dans la surface extérieure de ces supports cylindriques isolants (49), légérement en- retrait. 6.- Dispositif de contrôle dimensionnel et géométrique des éléments de guidage d'un tube de gui- dage d'une grappe de contrôle dans les équipements internes supérieurs d'un réacteur nucléaire, carac- térisé par -le fait qu'il est constitué sous la forme d'une grappe comportant des tiges parallèles disposées suivant un réseau reproduisant le réseau des canaux de guidage d'un tube des équipements internes supérieurs d'un réacteur -nucléaire, -des dispositifs de mesure capacitifs (48) comportant des armatures métalliques (50) étant intercalés suivant la longueur des tiges, - 7.- Dispositif suivant la revendication 6, caractérisé par le fait qu'il comporte un pommeau su- périeur (56) comportant des moyens de liaison rapide (57) à une perche de manutention et un pommeau infé- rieur (63) comportant des moyens de fixation sur un porteur susceptible de se déplacer sur le fond de la piscine d'un réacteur nucléaire. - 8.- Dispositif suivant la revendication 7. caractérisé par le fait que le pommeau supérieur (56) renferme les moyens électroniques de traitement des signaux de mesure des dispositifs capacitifs (48) et qu une fibre optique transmet les informations à des moyens de mesure et de contrôle situés au niveau du plancher de service de la piscine. 9.- Procédé de contrôle dimensionnel et géo- métrique des canaux de guidage d'un tube des équipe- ments internes supérieurs d'un réacteur nucléaire, ca- ractérisé par le fait qu'on place les équipements in- ternes- supérieurs sur un support reposant sur le fond de la piscine du réacteur, - qu'on descend dans la piscine, à proximité des équi-- pements internes supérieurs, un ensemble de contrôle dimensionnel (55) de manière à le placer sur un dispo- sitif mobile sur le fond de la piscine, - qu'on assure la liaison à distance entre l'ensemble de contr6ôle (55) et le porteur, - qu'on déplace le porteur et l'ensemble de mesure pour le placer à la verticale d'un tube de guidage des- équipements internes supérieurs du réacteur, sous ces équipements internes, - qu'on introduit une perche de manutention dans le tube de guidage correspondant, - qu'on relie-la perche à l'ensemble de contrôle (55), - et qu'on effectue le contrôle en déplaçant à la ver- ticale et vers le haut, le dispositif (55) à l'inté- rieur du tube de guidage des équipements internes su- périeurs. 10.- Dispositif de contriôle de l'entraxe des broches de guidage (45) d'un tube de guidage des équi- pements internes supérieurs d un réacteur nucléaire. caractérisé par le fait qu'il comporte un support iso- lant (76) dans lequel sont pratiqués deux alésages (77), 78) dont l'entraxe correspond à l'entraxe théo- rique des broches du tube de guidage dans la surface intérieure desquelles sont disposés en retrait des ar- matures métalliques (79. 79', 80, 80', 81, 81'). 11.- Dispositif suivant la revendication 10, caractérisé par le fait que deux armatures (79, 79') sont placées dans des positions diamétralement oppo- sées dans l'un des alésages (77) et quatre armatures (80, 80', 81. 81') dans le second alésage (78) de l'élément isolant (76). 12.- Dispositif suivant la revendication 10, caractérisé par le fait que deux armatures métalliques (86, 86'. 87, 87') sont disposées dans des positions diamétralement opposées dans chacun des alésage (84. ) traversant l'élément isolant (83). 13.- Procédé de contrôle de l'ovalisation d'un canal de guidage (91) des équipements internes supérieurs d'un réacteur nucléaire, caractérisé par le fait qu'on fait tourner autour de l'axe théorique du canal (91) une armature métallique (90) et qu'on mesu- re les variations de capacité du condensateur consti- tué par l'armature (90), la surface intérieure (91) du canal de guidage et la couche de fluide diélectrique comprise entre l'armature (90) et la surface (91).