Brevet FR2746538A1 — publié le 19970926

L'invention est relative à un procédé et un dispositif de détection d'éléments tels que des assemblages de combustible ou des grappes de commande accrochés sous les équipements internes supérieurs d'un réacteur nucléaire, pendant la manutention de ces équipements internes supérieurs. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent une cuve à l'intérieur de laquelle est disposé le coeur du réacteur nucléaire constitué par des assemblages de combustible de forme prismatique placés avec leurs axes verticaux et juxtaposés. Les assemblages du coeur du réacteur nucléaire sont disposés à l'intérieur d'équipements internes inférieurs fixés à l'intérieur de la cuve et comportant une virole de coeur coaxiale à la surface interne de la cuve de forme cylindrique. Des équipements internes supérieurs sont disposés à l'intérieur de la cuve, au-dessus du coeur. Les équipements internes supérieurs comportent en particulier à leur partie inférieure la plaque supérieure de coeur venant en appui sur la partie supérieure des assemblages de combustible du coeur, lorsque les équipements internes supérieurs sont dans leur position de service à l'intérieur de la cuve. Les équipements internes supérieurs comportent des tubes de guidage placés avec leurs axes dans la direction verticale, de manière qu'ils se trouvent à l'aplomb de certains assemblages du coeur 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 coeur 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'intérieur du coeur. Dans le cadre de l'exploitation normale des réacteurs nucléaires à eau sous pression, il est prévu de réaliser un rechargement partiel du coeur en remplaçant des assemblages usagés par des assemblages neufs ainsi que des opérations de contrôle, d'entretien et de réparation des composants du réacteur nucléaire, à des intervalles de temps déterminés. Le réacteur nucléaire est alors arrêté et refroidi, la piscine du réacteur située au-dessus de la cuve est remplie d'eau et le couvercle de la cuve est démonté, de manière qu'on puisse accéder à l'intérieur de la cuve par le dessus de la piscine du réacteur. Pour accéder aux assemblages de combustible du coeur, il est nécessaire d'extraire les équipements internes supérieurs de la cuve du réacteur et de les déposer dans la piscine, sur un stand de stockage qui leur est réservé. La manutention des équipements internes supérieurs pour les extraire de la cuve et pour les transporter sur leur stand de stockage comporte une opération de levage des équipements internes supérieurs dans la direction verticale, à l'intérieur de la cuve, de telle sorte que la plaque supérieure de coeur soit soulevée au-dessus des assemblages de combustible. La manutention des équipements internes supérieurs du réacteur est généralement effectuée en utilisant une structure de levage qui est mise en place et fixée sur les équipements internes inférieurs, puis raccordée au pont de levage du bâtiment du réacteur. La plaque supérieure de coeur constituant la partie inférieure des équipements internes supérieurs comporte des pions de centrage en saillie sur sa face inférieure qui viennent s'engager dans des ouvertures des embouts supérieurs des assemblages de combustible, dans la position de service des équipements internes à l'intérieur de la cuve, de manière à assurer le maintien de la partie supérieure des assemblages de combustible du coeur. Dans le cas où certains des pions de centrage d'assemblages de combustible de la plaque supérieure du coeur ont subi des déformations qui n'ont pas été détectées ou réparées, par exemple dans le cas où certains pions de centrage ont été légèrement pliés pendant une opération de manutention précédente des équipements internes supérieurs, les pions détériorés engagés dans des ouvertures d'embout d'assemblages de combustible risquent de ne pas pouvoir se dégager des ouvertures d'embout lors du levage des équipements internes supérieurs, de sorte qu'un ou plusieurs assemblages de combustible risque d'être soulevé avec les équipements internes supérieurs et de se trouver accroché en-dessous de la plaque supérieure de coeur. Les grappes de commande engagées dans certains assemblages du coeur 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 coeur 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. Dans le cas d'une déconnexion défectueuse, la grappe de commande reste accrochée à l'extrémité de la tige de commande, lors du levage des équipements internes supérieurs et est donc soulevée en même temps que ceuxci. Lorsque des assemblages de combustible ou des grappes de commande sont restés accrochés sous les équipements internes supérieurs au moment de leur levage dans la cuve, il peut se produire des accidents graves pendant la manutention si ces assemblages ou grappes de commande accrochés sous les équipements internes supérieurs ne sont pas détectés en temps voulu. En particulier, un assemblage combustible qui est resté accroché sous les équipements internes supérieurs peut se décrocher de manière incontrôlée pendant la manutention des équipements internes supérieurs. La chute d'un assemblage de combustible accroché aux équipements internes supérieurs peut entraîner une détérioration des crayons de l'assemblage et un dégagement de gaz de fission. On a donc proposé des procédés permettant de détecter la présence d'assemblages de combustible accrochés sous les équipements internes supérieurs pendant leur manutention. En particulier, on a proposé d'utiliser un peson associé au pont de levage du bâtiment du réacteur par l'intermédiaire duquel on assure le levage des équipements internes supérieurs et de la structure de support, pour détecter un poids supplémentaire provenant de la présence d'un ou plusieurs assemblages de combustible accrochés sous les équipements internes supérieurs. Ce procédé est peu praticable, dans la mesure où les pesons qui peuvent être utilisés ne sont pas assez sensibles pour détecter le poids d'un assemblage de combustible. Les pesons peuvent détecter la présence simultanée de deux assemblages de combustible accrochés sous les équipements internes supérieurs mais l'éventualité de la présence de deux assemblages accrochés lors du levage des équipements internes supérieurs est beaucoup moins probable que l'éventualité de la présence d'un seul assemblage accroché. On a proposé également d'utiliser une inspection par caméra de télévision mais ce procédé ne permet de détecter les assemblages accrochés que lorsque les équipements internes supérieurs ont été complètement sortis de la cuve. De ce fait, la détection est trop tardive et l'assemblage accroché risque de retomber dans la cuve sur une hauteur de chute telle qu'il en résulte des dégradations importantes. En outre, lorsque la caméra de télévision détecte un assemblage accroché dont la partie supérieure est parvenue au-dessus du plan de joint de la cuve, cet assemblage de combustible n'est plus engagé dans le coeur du réacteur que sur une hauteur faible de l'ordre de 650 mm. On ne peut alors réinsérer l'assemblage dans le coeur sans risquer des dégâts importants, du fait de la présence des grilles-entretoises espacées suivant la longueur des assemblages de combustible par l'intermédiaire desquelles les assemblages de combustible viennent en contact mutuel. On a également proposé des dispositifs de détection des grappes de commande dont la déconnexion n'a pas été réalisée de manière satisfaisante et qui restent accrochées sous les équipements internes supérieurs, au moment du levage de ces équipements internes. Les procédés et dispositifs de détection des grappes de commande qui ont été proposés et utilisés sont nombreux et reposent sur des principes de détection très variés. On a par exemple proposé d'effectuer la détection en mesurant le poids de l'outil de déconnexion, d'utiliser un outil de mesure pour repérer si le niveau des extrémités supérieures des tiges de commande correspond à la position de déconnexion ou d'utiliser une caméra de télévision embarquée sur un chariot se déplaçant dans le fond de la piscine. Les procédés reposant sur une mesure de poids sont peu sensibles, les procédés utilisant un outil de mesure de la position des tiges de commande ne permettent d'effectuer qu'une détection indirecte de la présence d'une grappe et l'utilisation d'une caméra de télévision disposée en fond de piscine ne permet de réaliser qu'une détection tardive sur les équipements internes sortis de la cuve. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de détection d'assemblages de combustible ou de grappes de commande d'un réacteur nucléaire à eau sous pression accrochés en-dessous d'équipements internes supérieurs du réacteur, lors d'une manutention des équipements internes supérieurs au cours de laquelle on réalise, à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire renfermant le coeur du réacteur constitué par des assemblages de combustible et disposé dans une enveloppe de coeur et les équipements internes supérieurs étant en appui en service sur le coeur du réacteur par l'intermédiaire d'une plaque supérieure de coeur, le levage des équipements internes inférieurs, de manière que la plaque supérieure de coeur soit soulevée au-dessus du coeur, les équipements internes supérieurs comportant de plus une pluralité de tubes de guidage verticaux de grappes de commande mobiles verticalement dans certains assemblages du coeur et de tiges de commande du déplacement des grappes de commande, ce procédé permettant de détecter très rapidement après le début du levage et de manière directe, la présence d'assemblages de combustible ou de grappes de commande accrochés sous les équipements internes supérieurs du réacteur. Dans ce but - préalablement au levage des équipements internes supérieurs dans la cuve du réacteur, on introduit dans un tube de guidage des équipements internes supé rieurs, une perche portant un émetteur-récepteur d'ondes à son extrémité inférieure, - après une phase initiale de levage des équipements internes supérieurs dans la cuve, sur une hauteur déterminée, l'émetteur-récepteur étant en-dessous de la plaque supérieure de coeur, on émet des ondes depuis l'émetteur-récepteur vers une surface interne de la cuve du réacteur et on fait tourner l'émetteur-récepteur autour de son axe vertical, - on recueille les ondes réfléchies par une surface interne de l'enveloppe de coeur ou éventuellement par un obstacle constitué par un assemblage de combustible ou une grappe de commande accroché sous les équipements internes supérieurs, et - on analyse le signal réfléchi pour déterminer la présence éventuelle d'assemblages ou de grappes de commande accrochés sous les équipements internes supérieurs. On va maintenant décrire, de manière non limitative, en se référant aux figures jointes en annexe, la mise en oeuvre du procédé suivant l'invention et suivant deux modes de réalisation différents ainsi que les outils utilisés pour la détection. La figure 1 est une vue en élévation avec coupe partielle d'une partie du bâtiment d'un réacteur nucléaire à eau sous pression dans laquelle sont disposées la cuve et la piscine du réacteur. La figure 2 est une vue en élévation et en coupe partielle des équipements internes supérieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression pendant une phase initiale du levage des équipements internes au cours de laquelle on met en oeuvre le procédé de détection suivant l'invention. La figure 3 est une vue en perspective d'une structure de levage des équipements internes supérieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Les figures 4A, 4B, 4C et 4D sont des vues schématiques montrant quatre phases successives de la manutention des équipements internes supérieurs d'un réacteur nucléaire pour leur transport entre la cuve du réacteur et leur stand de stockage. Les figures 5A, 5B et 5C sont des vues en élévation et en coupe partielle schématique montrant un dispositif de détection suivant l'invention et suivant un premier mode de réalisation, au cours de phases successives de la mise en oeuvre de ce dispositif pendant la manutention des équipements internes supérieurs. Les figures 6A et 6B sont des vues en élévation et en coupe schématique montrant un dispositif de détection suivant l'invention et suivant un second mode de réalisation, au cours de deux phases successives d'une opération de détection pendant la manutention des équipements internes supérieurs d'un réacteur. La figure 7 est une vue en coupe transversale schématique de l'enveloppe de coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression montrant le principe de la détermination de la position d'un assemblage de combustible accroché sous les équipements internes supérieurs pendant la manutention des équipements internes, en mettant en oeuvre le procédé et le dispositif suivant l'invention. Sur la figure 1, on voit une partie du bâtiment d'un réacteur nucléaire à eau sous pression dans laquelle les parois en béton délimitent un puits de cuve 2 dans lequel est disposée la cuve 1 du réacteur et une piscine 3 au-dessus du puits de cuve 2. Sur la figure 1, on a représenté la cuve et la piscine, lors d'un arrêt du réacteur nucléaire, le couvercle supérieur de la cuve ayant été ouvert et la piscine étant remplie d'eau. La cuve 1 qui est représentée partiellement en coupe comporte un coeur 4 constitué par des assemblages de combustible juxtaposés disposé à l'intérieur d'équipements internes inférieurs de la cuve comportant une enveloppe de coeur disposée coaxialement à la cuve 1 du réacteur de forme globalement cylindrique et des équipements internes supérieurs 5 comportant une plaque supérieure de coeur 6 reposant sur la partie supérieure des assemblages de combustible du coeur 4. Les équipements internes supérieurs comportent des tubes de guidage 7 disposés à l'aplomb et au-dessus de certains assemblages du coeur. Les tubes de guidage 7 sont destinés à assurer le guidage de grappes de commande qui sont déplacées à l'intérieur du coeur et qui sont reliées chacune à une tige de commande 8 par l'intermédiaire de laquelle est réalisé le déplacement de la grappe de commande. Pendant une phase d'arrêt du réacteur nucléaire, le couvercle de la cuve ayant été démonté et enlevé et la piscine du réacteur 3 étant remplie d'eau, les tiges de commande 8 qui sont reliées à leur partie inférieure à des grappes de commande engagées dans des assemblages du coeur restent en place à l'intérieur et au-dessus des équipements internes supérieurs 5 et sont en saillie audessus du plan de joint supérieur de la cuve 1 et immergées à l'intérieur de l'eau remplissant la piscine 3. Dans le fond de la piscine 3 sont disposés un stand 9 de stockage des équipements internes inférieurs du réacteur nucléaire et un stand 10 de stockage des équipements internes supérieurs 5. Pour effectuer des interventions à l'intérieur de la cuve 1 du réacteur, par exemple des opérations de rechargement du coeur par remplacement d'assemblages usagés par des assemblages neufs, il est nécessaire d'effectuer la manutention des équipements internes supérieurs pour les déposer sur leur stand de stockage 10, de manière à permettre l'accès aux assemblages du coeur. Pour réaliser la manutention des équipements internes supérieurs 5, il faut réaliser préalablement la déconnexion entre les tiges de commande 8 et les grappes de commande engagées dans certains assemblages du coeur. Cette opération peut être réalisée depuis le dessus de la piscine. On réalise ensuite le levage des équipements internes supérieurs 5 à l'intérieur de la cuve, de la manière qui sera décrite plus loin, de telle sorte que la plaque supérieure de coeur 6 se trouve soulevée au-dessus de la partie supérieure des assemblages 4 du coeur. Sur la figure 2, on a représenté les équipements internes 5 du réacteur nucléaire dans la position qu'ils occupent à l'intérieur de la cuve 1 du réacteur nucléaire, après qu'on ait réalisé un levage de ces équipements internes 5 sur une hauteur de l'ordre de 400 mm. La plaque supérieure de coeur 6 constituant la partie inférieure des équipements internes supérieurs 5 et qui repose sur la partie supérieure des assemblages du coeur 4 du réacteur nucléaire dans la position de service des équipements internes dans la cuve 1 se trouve à une distance de 400 mm environ au-dessus de l'extrémité supérieure des assemblages de combustible. Dans cette position des équipements internes inférieurs, il est possible d'effectuer une détection précoce des assemblages ou grappes de commande qui peuvent être accrochés sous la plaque supérieure de coeur 6. La plaque supérieure de coeur 6 comporte des pions 6a en saillie par rapport à sa face inférieure qui viennent s'engager dans des ouvertures des embouts supérieurs des assemblages de combustible du coeur 4. Les équipements internes supérieurs 5 comportent une plaque supérieure 12 parallèle à la plaque supérieure de coeur 6 et reliée à celle-ci par des entretoises perpendiculaires aux plaques 6 et 12 (non representées). Les équipements internes supérieurs 5 comportent également des tubes de guidage 13 parallèles aux entretoises de liaison des plaques 6 et 12 ayant une partie inférieure disposée entre les plaques 6 et 12 et une partie supérieure située au-dessus de la plaque supérieure 12 des équipements internes 5. Les tiges de commande 8 de déplacement des grappes de commande dans le coeur 4 du réacteur sont engagées et supportées à l'intérieur des tubes-guides 13. Les grappes de commande qui sont engagées dans certains des assemblages du coeur 4 comportent des pommeaux 14 qui restent légèrement saillants au-dessus des embouts supérieurs des assemblages 4 dans la position d'insertion maximale des grappes dans les assemblages de combustible. Les tiges de commande 8 comportent à leur partie inférieure des moyens de connexion aux grappes de commande, par l'intermédiaire de leur pommeau 14. Les pions de centrage 6a de la plaque supérieure de coeur 6 qui se trouvent en saillie en-dessous de cette plaque supérieure peuvent être déformés, par exemple en cas de choc avec un obstacle pendant la manutention des équipements internes supérieurs du réacteur. Dans ce cas, les pions déformés risquent de se coincer dans des ouvertures d'embouts supérieurs d'assemblages de combustible 4, de telle sorte que lors du levage des équipements internes supérieurs 5, comme représenté sur la figure 2, un ou plusieurs assemblages 15 risque d'être soulevé avec les équipements internes supérieurs 5. De même, dans le cas où la déconnexion entre une tige de commande 8 et le pommeau 14 de la grappe de commande correspondante ne s'est pas effectué correctement, la grappe de commande peut rester accrochée à la tige de commande qui est soulevée en même temps que les équipements internes supérieurs 5. La grappe de commande reste alors accrochée en-dessous des équipements internes 5. I1 est extrêmement important de pouvoir détecter des assemblages ou grappes de commande accrochés sous les équipements internes 5 alors que les équipements internes 5 ont été soulevés sur une faible hauteur au-dessus du coeur. En effet, dans le cas où un assemblage combustible ou une grappe accroché sous les équipements internes inférieurs 5 est détecté avant qu'il ne soit extrait du coeur sur une hauteur importante, il est possible de réengager l'assemblage de combustible ou la grappe à l'in- térieur du coeur en abaissant les équipements internes 5. En particulier, dans le cas d'un assemblage combustible tel que 15 accroché sous les équipements internes supérieurs 5, il est facile de réaliser le réengagement de l'assemblage combustible dans le coeur, dans sa position de départ tant que l'assemblage combustible n'a pas été extrait du coeur sur une hauteur supérieure à l'espacement entre les grilles-entretoises maintenant les crayons de l'assemblage de combustible. En effet, à l'intérieur du coeur chacun des assemblages de combustible vient en contact avec les assemblages de combustible voisins par l'intermédiaire de ces grillesentretoises, si bien que le réengagement d'un assemblage combustible peut être réalisé facilement tant qu'il n'y a pas eu de chevauchement des grilles-entretoises espacées suivant la longueur de l'assemblage de combustible. En réalisant une opération de détection par le procédé suivant l'invention après avoir soulevé les équipements internes supérieurs d'une hauteur inférieure à l'espacement entre les grilles des assemblages (par exemple 400 mm), il est possible de réaliser le réengagement des assemblages de combustible dont l'accrochage a pu être détecté. Le coeur 4 du réacteur nucléaire et les équipements internes 5 sont disposés à l'intérieur d'une enveloppe de coeur 16 disposée de manière coaxiale à l'intérieur de la cuve 1. Dans leur position de service à l'ín- térieur de la cuve 1 du réacteur, les équipements internes supérieurs 5 viennent reposer par l'intermédiaire de leur plaque supérieure 12 sur la bride supérieure 16a de l'enveloppe de coeur 16. Le procédé de détection suivant l'invention consiste à introduire une perche 17 à l'intérieur d'un tube de guidage 13a des équipements internes supérieurs 5 disposé vers la partie centrale de ces équipements internes, après avoir extrait la tige de commande 8 introduite dans le tube de guidage 13a. Dans le cas de certains réacteurs nucléaires, les équipements internes supérieurs 5 comportent des tubes de guidage, tels que le tube 13a situés à leur partie centrale et ne recevant pas de tige de commande d'une grappe. Dans ce cas, la perche 17 peut être introduite dans un de ces tubes de guidage ne recevant pas de tige 8. La perche 17 comporte, dans sa partie inférieure, un émetteur-récepteur de rayonnement 18 qui peut être un émetteur-récepteur d'ultrasons ou d'un rayonnement laser permettant d'émettre des ondes ultrasonores ou lumineuses sous la forme d'un faisceau 19, en direction de la sur face intérieure de la cuve de manière à être réfléchies par la surface intérieure de l'enveloppe de coeur 16. Dans le cas de l'utilisation d'un laser, le dispositif 18 peut être constitué par un miroir qui est associé à un émetteur-récepteur d'un télémètre laser situé au-dessus du tube de guidage 13a et émettant un rayonnement laser dans la direction axiale du tube 13a. Le miroir assure le renvoi du rayonnement laser sensiblement à 90" par rapport à l'axe du tube 13a et le retour du rayonnement laser dans la direction axiale du tube 13a. Le rayonnement émis à partir du dispositif 18 dans une direction sensiblement radiale, en direction de la surface intérieure de l'enveloppe de coeur 16, est réfléchi par cette surface pour revenir à l'émetteurrécepteur 18. La perche 17 et l'émetteur-récepteur de rayonnement 18 peuvent être mis en rotation autour de l'axe de la perche correspondant à l'axe vertical du tube de guidage 13a pour réaliser un balayage circonférentiel de l'espace compris entre le coeur 4 du réacteur et la plaque supérieure de coeur 6. On effectue un balayage sur au moins 360". Dans le cas où le rayonnement 19 rencontre un obstacle tel qu'un assemblage de combustible 15 accroché sous les équipements internes 5, le rayonnement réfléchi présente des caractéristiques qui peuvent être distinguées des caractéristiques du rayonnement réfléchi par la surface intérieure de l'enveloppe de coeur 16. En particulier, dans le cas de l'utilisation d'un rayonnement ultrasonore, on mesure le temps de vol des ondes ultrasonores, c'est-à-dire le temps séparant l'émission de la réception. On peut ainsi déterminer la présence d'un obstacle tel qu'un assemblage de combustible 15 accroché sous les équipements internes supérieurs 5. La détection est alors effectuée suivant un principe sensiblement analogue à celui du sonar. De préférence, la perche 17 est engagée dans le tube 13a des équipements internes supérieurs 5, de manière que son extrémité inférieure repose sur un pommeau de grappe 14. Lorsqu'on soulève les équipements internes supérieurs 5, la perche 17 reste en appui sur le pommeau de grappe 14 et ltémetteur-récepteur de rayonnement 18 se trouve alors placé à une hauteur parfaitement définie audessus de la surface supérieure du coeur. Il est également possible d'associer à la perche 17, un moyen de déplacement dans la direction axiale permettant de régler la position en hauteur de l'émetteur-récepteur 18 dans l'espace entre le coeur et les équipements internes 5. Sur la figure 3, on a représenté un outil de levage et de manutention 20 des équipements internes d'un réacteur nucléaire qui est utilisé, en particulier, lors de la manutention des équipements internes superieurs 5. Il est donc nécessaire de tenir compte de l'utilisation de l'outil de manutention pour la mise en oeuvre du procédé de contrôle suivant l'invention. L'outillage 20 est réalisé sous la forme d'une structure comportant trois montants 21 parallèles entre eux placés verticalement dans la position de service de l'outillage 20. Les trois montants 21 sont reliés entre eux, à leur partie inférieure, par une entretoise annulaire 22 et dans une position intermédiaire entre leurs extrémites inferieures et leurs extréinités superieures par un palonnier 23 en forme d'étoile dont les branches sont reliées chacune à leur extrémité, par l'intermé- diaire d'un tirant 24 incliné par rapport à la verticale, à une pièce d'accrochage 25 d'un moyen de levage de l'outillage et des équipements internes inférieurs. Ce moyen de levage est généralement constitué par le treuil du pont polaire du bâtiment du réacteur nucléaire. Une plate-forme de commande 27 pouvant recevoir des opérateurs chargés des opérations de manutention des équipements internes est fixée à la partie supérieure des montants verticaux 21. L'entretoise annulaire 22 porte des boîtiers 26 de guidage de l'outillage lors des opérations de levage des équipements internes du réacteur. Les boîtiers de guidage 26 qui sont répartis suivant la périphérie de l'entretoise 22 comportent chacun un canal de guidage vertical destiné à être engagé sur une tige de guidage 28 verticale fixee sur la partie supérieure de la cuve du réacteur, comme il est visible sur la figure 2. L'entretoise annulaire 22 porte également sur sa périphérie externe trois dispositifs 29 de fixation des équipements internes sur l'outillage de levage 20 comportant chacun par exemple une tige filetée qui peut être actionnée pour son vissage ou son dévissage dans une ouverture taraudée de fixation des équipements internes, depuis la plate-forme 27, par l'intermédiaire d'un outil de vissage et de dévissage 30 ayant une partie supérieure 30a permettant son actionnement par un opérateur, depuis la plate-forme 27. Lorsque l'outillage 20 de levage des équipements internes est engagé sur la partie supérieure de la cuve, de manière à être guidé et orienté par les boîtiers 26 coopérant avec les tiges de guidage 28, les tiges filetées des dispositifs de fixation 29 viennent se présenter en vis-à-vis d'ouvertures taraudées de la plaque supérieure 12 des équipements internes supérieurs 5. On assure alors la liaison entre l'outillage 20 et les équipements internes supérieurs 5 par vissage des tiges filetées des dispositifs 29 dans les ouvertures taraudées des équipements internes. On peut alors réaliser le levage des équipements internes supérieurs, l'outillage 20 étant guidé par les tiges 28. On arrête le levage des équipements internes supérieurs après un levage sur une hauteur d'à peu près 400 mm. Pendant le levage, la perche 17 qui est montée coulissante à l'intérieur du tube de guidage 13a et qui repose sur un pommeau de grappe 14 à la partie supérieure du coeur reste immobile, de sorte qu'après le levage sur 400 mm des équipements internes, l'émetteur-récepteur d'ondes 18 se trouve dans l'espace libre entre la partie supérieure du coeur et la partie inférieure des équipements internes supérieurs constituée par la plaque supérieure de coeur 6. On peut alors effectuer la détection d'assemblages de combustible 15 restés éventuellement accrochés sous les équipements internes supérieurs 5. Cette detection est effectuée avant que l'assemblage de combustible 15 ne soit extrait du coeur d'une hauteur telle que son réengagement dans le coeur soit difficile ou impossible. Le long des montants verticaux 21 de l'outillage 20 sont également montées des tiges de verrouillage et de déverrouillage 31 qui comportent une partie inférieure en-dessous de l'entretoise annulaire 22 sont en saillie au-dessus de la partie supérieure de la cuve 1. On a également représenté la machine de chargement du réacteur 32 qui se déplace au-dessus du niveau supérieur de la piscine 3 et un opérateur 33 assurant, depuis une plate-forme au niveau supérieur de la piscine, la commande des opérations de manutention des équipements internes. L'outillage 20 de manutention des équipements internes repose sur le stand 10 des équipements internes supérieurs. Comme il est visible sur la figure 4B, on utilise le pont de levage du bâtiment du réacteur pour assurer le levage et le transport de l'outillage de manutention 20, par l'intermédiaire du moufle du pont équipé d'un attelage 34. On vient mettre en place l'outillage 20 à l'aplomb de la cuve et on engage les ouvertures des boîtiers de guidage de l'outillage 20 sur les tiges de guidage 28 verticales fixées sur la partie supérieure de la cuve puis on fait descendre l'outillage 20 pour le mettre en place au-dessus des équipements internes supérieurs de manière à assurer la fixation des équipements internes supérieurs à la partie inférieure de l'outillage 20. Comme il est visible sur la figure 4C, on utilise le pont de levage du bâtiment du réacteur pour sortir les équipements internes supérieurs 5 de la cuve et les déplacer à l'intérieur de la piscine 3 du réacteur. Comme il est visible sur la figure 4D, les équipements internes 5 sont mis en place sur leur stand de stockage 10 en utilisant l'outillage de manutention 20 et le pont de levage du bâtiment du réacteur. Le procédé de détection suivant l'invention est mis en oeuvre au cours de la manutention des équipements internes supérieurs, comme il sera expliqué ci-après. Le procédé suivant l'invention peut être mis en oeuvre suivant un premier ou suivant un second mode de réalisation. Le premier mode de réalisation du procédé sera décrit en regard des figures 5A, 5B et 5C. Pour la mise en oeuvre du procédé suivant le premier mode de réalisation, on utilise une perche 17 ayant une longueur totale de l'ordre de 9 mètres solidaire à sa partie supérieure d'une poignée de manutention 36 et d'une plaque de support 35. Au voisinage de sa partie inférieure, la perche 17 porte l'émetteur-récepteur 18 qui peut être par exemple un transducteur d'ultrasons ou encore un miroir ou un prisme de réflexion d'un faisceau laser. L'émetteur-récepteur 18 est relié par des câbles à un boîtier étanche 38 contenant les connecteurs d'alimentation et de recueil de signaux reposant sur la plaque de support 35 à la partie supérieure de la perche 17. La perche 17 comporte de plus, dans sa partie médiane, entre son extrémité supérieure et son extrémité inférieure, un ensemble motorisé 39 venant en prise avec la partie supérieure du tube de guidage 13a et permettant de faire tourner la perche autour de son axe longitudinal. Dans un premier temps, la perche 17 est mise en place à l'intérieur d'un tube de guidage 13a des équipements internes supérieurs 5 disposé à la partie centrale des équipements internes supérieurs, en utilisant la machine de chargement 32. Préalablement à cette mise en place de la perche, on a réalisé la déconnexion de toutes les tiges de commande 8 des équipements internes supérieurs, comme il est habituel de le réaliser avant toute opération de manutention des équipements internes supérieurs du réacteur. On utilise alors le pont de la centrale pour mettre en place, comme expliqué plus haut, l'appareil de manutention 20 des équipements internes au-dessus de la cuve. Comme il est visible sur la figure 5A, une gaffe 40 doit être utilisée par un opérateur, depuis la plateforme de service 27 de l'outillage de manutention 20 des équipements internes ou depuis la machine de chargement 32, pour réaliser la récupération, à travers l'outillage de manutention 20, du boîtier étanche 38 comportant les connexions de l'emetteur-recepteur 18 pour son alimentation et le recueil des signaux de mesure. Le boîtier étanche 38 de connexion pourrait être également placé sur un flotteur 41 assurant le maintien du boîtier 38 au niveau supérieur de la piscine 3, comme représenté sur la figure 5B. On réalise des connexions entre le boîtier 38 et un poste d'alimentation et d'acquisition de données situé au-dessus du niveau supérieur de la piscine. Comme il est visible sur la figure 5C, après fixation de la machine de manutention 20 sur les équipements internes supérieurs, on réalise le levage des équipements internes supérieurs sur une hauteur de l'ordre de 400 mm. La perche 17 qui repose par sa partie inférieure sur un pommeau de grappe à la partie supérieure du coeur du réacteur nucléaire reste en place de sorte que l'emet- teur-récepteur 18 se trouve dans un espace libre entre la plaque supérieure de coeur soulevée de 400 mm et la partie supérieure du coeur. On réalise alors la détection d'assemblages éventuellement accrochés sous les équipements internes supérieurs, en faisant tourner d'au moins un tour la perche 17 autour de son axe en utilisant le dispositif 39. Le rayonnement 19 émis par l'émetteur 18, par exemple un faisceau d'ultrasons, est dirigé suivant un axe de visée de l'émetteur de direction radiale, vers la surface interne de l'enveloppe de coeur 16 du réacteur. L'analyse du signal réfléchi capté par l'emet- teur-récepteur 18 permet de déterminer ou non la présence d'un assemblage de combustible ou d'une grappe de commande accroché sous les équipements internes supérieurs. A titre de variante, il est possible de prévoir des moyens de support de la perche à l'intérieur du tube de guidage 13a et de réaliser le levage de la perche 17 en même temps que les équipements internes supérieurs. Après un levage des équipements internes supérieurs sur une hauteur de l'ordre de 400 mm, on redescend la perche 17 en utilisant un dispositif de déplacement dans la direction verticale, sur une hauteur d'environ 200 mm, de manière à placer l'émetteur-récepteur 18 dans sa position de service entre la plaque superieure de coeur et la partie superieure du coeur. Après avoir réalisé un balayage du faisceau 19 sur au moins 360 , on dispose des informations concernant la présence éventuelle d'un assemblage accroché. Dans le cas où aucun assemblage n'est détecté, on poursuit la levee et la manutention des équipements internes. Dans le cas de doute sur les résultats de la dé- tection, on redescend les équipements internes, cette opération étant interrompue dans le cas d'une diminution de l'effort mesuré par le dynamomètre du pont du réacteur. En effet, cette diminution peut signifier un coincement interdisant le réengagement d'un assemblage resté accroché, à l'intérieur du coeur. Après avoir redescendu les équipements internes inférieurs dans leur position de départ à l'intérieur de la cuve, on enlève l'outillage de manutention des équipements internes inférieurs et on recommence les opérations après avoir placé la perche 17 dans un nouveau guide de grappe situé au voisinage de la partie centrale des équipements internes supérieurs, de manière à lever le doute sur la présence éventuelle d'un assemblage accroché. Après avoir déposé les équipements internes supérieurs sur leur stand de stockage 10, on extrait la perche des équipements internes supérieurs pour la ranger dans une zone de stockage appropriée. On va maintenant décrire, en se référant aux figures 6A et 6B, la mise en oeuvre du procédé suivant l'invention et suivant le second mode de réalisation ainsi que les moyens utilisés pour la mise en oeuvre selon le second mode de réalisation. Comme il est visible sur la figure 6A, la perche 17 portant l'émetteur-récepteur d'ondes 18 est mise en place au-dessus des équipements internes 5 en même temps que l'outillage 20 de manutention des équipements internes qui comporte un tube vertical 42 de guidage et de support de la perche 17 fixé par l'intermédiaire de bras horizontaux 43 sur les montants verticaux 21 de l'outil de manutention 20. La perche mobile 17 comporte un câble 44 passant sur une poulie 45 solidaire de la partie supérieure du tube de guidage 42. Le câble 44 est relié, par l'intermédiaire d'un dispositif 39 de mise en rotation de la perche autour de son axe, à la partie rigide de la perche 17 montée mobile dans le tube de guidage 42. On peut ainsi assurer le déplacement de la partie rigide de la perche 17 dans la direction verticale à l'intérieur du tube de guidage 42 de l'outillage 20 et à l'intérieur d'un tube de guidage 13a situé à la partie centrale des équipements internes supérieurs 5 au-dessus desquels est fixé l'outil de manutention 20. A la place d'un tube de guidage on pourrait utiliser d'autres moyens de guidage solidaires de l'outillage 20, par exemple des galets de guidage alignés suivant une direction verticale. Pour réaliser la mise en oeuvre du procédé de détection d'assemblages ou de grappes de commande accrochés sous les équipements internes supérieurs, selon le second mode de réalisation, l'outillage de manutention 20 étant en position d'attente sur le stand de stockage 10 des équipements internes supérieurs, comme représenté sur la figure 4A, on réalise le montage sur la perche des éléments du dispositif de détection qui ne peuvent pas supporter l'ambiance du bâtiment du réacteur, lorsque le réacteur nucléaire est en fonctionnement. Ces éléments peuvent être constitués par le transducteur de détection, le boîtier électronique d'exploitation des signaux du transducteur et le codeur permettant de déterminer, pendant la rotation de la perche, la position angulaire du transducteur. Un tel codeur est utilisé pour déterminer la position angulaire des assemblages ou grappes de combustible accrochés sous les équipements internes inférieurs, comme il sera expliqué plus loin. On réalise, comme décrit précédemment, la déconnexion des tiges de commande des grappes, on transporte l'outil 20 de manutention des équipements internes dans lequel la perche est dans sa position repliée représentée sur la figure 6A et on réalise la connexion du dispositif de manutention 20 et des équipements internes supérieurs 5. L'outil de manutention 20, la perche télescopique 17 et les équipements internes 5 sont alors dans leur position représentée sur la figure 6A. Par l'intermédiaire du câble 44, on fait alors descendre la partie rigide de la perche 17 de façon à l'introduire dans le tube de guidage 13a des équipements internes supérieurs disposés au voisinage de la partie centrale des équipements internes supérieurs. On réalise le levage des équipements internes supérieurs, par l'intermédiaire de l'outil de manutention 20, à l'aide du pont polaire du bâtiment du réacteur, sur une hauteur d'à peu près 400 mm. On fait ensuite descendre la perche de manière que l'emetteur-recepteur 18 se trouve dans une position de travail représentée sur la figure 6B, environ à 200 mm en-dessous de la plaque supérieure de coeur 6. Il est également possible de faire descendre la partie rigide de la perche 17, avant le levage des équipements internes supérieurs jusqu'au moment où la partie mobile de la perche vient en appui sur un pommeau de grappe à l'aplomb du tube de guidage 13a. On soulève ensuite les équipements internes supérieurs, la partie mobile de la perche restant en appui sur le pommeau de grappe à la partie supérieure du coeur. Après levage des équipements internes supérieurs d'une hauteur d'environ 400 mm, l'émetteur-recepteur 18 se trouve en position de travail, comme représenté sur la figure 6B. On effectue ensuite les opérations de détection de la même manière que décrit précédemment. Sur la figure 7, on a représenté de manière schématique le contour de l'enveloppe de coeur 16 du réacteur nucléaire pendant une opération de détection d'assemblages de combustible restés accrochés sous les équipements internes supérieurs. La détection est réalisée en utilisant un émetteur-récepteur d'ondes 18 tel qu'un transducteur ultrasonore fixé sur la partie d'extrémité inférieure d'une perche 17 engagée dans le tube de guidage 13a. On réalise la détection d'assemblages accrochés après avoir soulevé les équipements internes sur une hauteur de 400 mm. On fait tourner la perche 17 autour de son axe vertical et on mesure à chaque instant l'angle de rotation e par rapport à une direction fixe 47. Pour chaque position définie par un angle de rotation 0, on mesure la distance Ro de l'émetteur-récepteur 18 à la surface intérieure de l'enveloppe de coeur 16, dans la direction d'émission du faisceau d'ondes. Dans le cas où le faisceau d'ondes rencontre un obstacle lors de sa propagation en direction de la surface intérieure de l'enveloppe de coeur 16, par exemple un assemblage de combustible 15 ou la grappe de commande resté accroché sous les équipements internes supérieurs, le faisceau d'ondes est renvoyé à l'émetteur-récepteur 18 sans atteindre la surface intérieure de l'enveloppe de coeur 16. La diminution correspondante du temps de parcours du faisceau d'ondes entre son émission et sa réception permet de détecter la présence de l'assemblage de combustible 15 resté accroché. Les signaux de mesure de ltemetteur-récepteur d'ondes 18 sont transmis à une unité de traitement et d'affichage 46 disposée au niveau supérieur de la piscine du réacteur. On affiche la valeur de 8 sur le cadran 46a et la courbe R = F(t) par exemple, donnant la variation de la distance mesurée en fonction du temps sur l'écran 46b. Dans le cas où l'on détecte un assemblage de combustible resté accroché, on peut réaliser une nouvelle opération de détection pour confirmer la première en plaçant la perche 17 et I'emetteur-récepteur 18 dans de nouvelles positions 17' et 18', c'est-à-dire en introduisant la perche 17 dans un nouveau tube de guidage 13'a des équipements internes supérieurs. A partir des valeurs de R et de 8, on peut déterminer les coordonnées cartésiennes X et Y de l'assemblage 15 ou de la grappe de commande resté accroché. On dispose alors de toutes les informations permettant d'intervenir dès le début de l'opération de manutention des équipements internes supérieurs. L'invention ne se limite pas aux modes de réali- sation qui ont été décrits. C'est ainsi qu'on peut utiliser tout type d'émetteur-récepteur d'ondes utilisant des ondes ultrasonores, optiques ou autres et permettant de déterminer la pré- sence d'un obstacle sur le chemin de propagation des ondes. On peut utiliser tout type de perche pour mettre en place l'emetteur-recepteur en-dessous des équipements internes supérieurs et tout moyen pour mettre en rotation la perche autour de son axe vertical. Le procédé peut être utilisé aussi bien pour réaliser la détection d'assemblages de combustible que de grappes de commande restés accrochés sous les équipements internes supérieurs au cours de la manutention. REVENDICATIONS 1.- Procédé de detection d'assemblages de combustible (15) ou de grappes de commande d'un reacteur nucléaire à eau sous pression accrochés en-dessous d'équipements internes supérieurs (5) du reacteur, lors d'une manutention des équipements internes supérieurs (5) au cours de laquelle on réalise, à l'intérieur de la cuve (1) du réacteur nucléaire renfermant le coeur (4) du réacteur constitué par des assemblages de combustible et disposé dans une enveloppe de coeur (16) et les équipements internes supérieurs en appui sur le coeur du réacteur par l'intermédiaire d'une plaque superieure de coeur (6), le levage des équipements internes supérieurs (5), de manière que la plaque supérieure de coeur (6) soit soulevée au-dessus du coeur (4), les équipements internes supérieurs (5) comportant de plus une pluralité de tubes de guidage verticaux (13) de grappes de commande mobiles verticalement dans certains assemblages du coeur (4) et de tiges de commande (8) de déplacement des grappes de commande, caractérisé par le fait - que, préalablement au levage des équipements internes supérieurs (5) dans la cuve (1) du réacteur, on introduit dans un tube de guidage (13a) des équipements internes supérieurs, une perche (17) portant un émetteurrécepteur d'ondes (18) à son extrémité inférieure, - qu'après une phase initiale de levage des équipements internes supérieurs (5) dans la cuve (1), sur une hauteur déterminée, l'émetteur-récepteur d'ondes (18) étant en-dessous de la plaque supérieure de coeur (6), on émet des ondes depuis l'emetteur-recepteur (18) vers une surface interne de la cuve (1) du réacteur et on fait tourner I'émetteur-recepteur (18) autour d'un axe vertical, - qu'on recueille les ondes réfléchies par une surface interne de l'enveloppe de coeur (16) ou par un obstacle constitué par un assemblage (15) ou une grappe de commande accroché sous les équipements internes (5), et - qu'on analyse le signal réfléchi pour déterminer la présence éventuelle d'assemblages (15) ou de grappes de commande accrochés sous les équipements internes supérieurs (5). 2.- Procédé suivant la revendication 1, la manutention des équipements internes supérieurs (5) étant réalisée en utilisant un outil de manutention (20) qui est place et fixé au-dessus des équipements internes supérieurs (5), caractérisé par le fait que la perche (17) portant l'émetteur-récepteur (18) est introduite dans le tube de guidage (13a) des équipements internes supérieurs (5) avant qu'on mette en place et qu'on fixe l'outil de manutention (20) sur les équipements internes supérieurs (5). 3.- Procédé suivant la revendication 1, la manutention des équipements internes supérieurs (5) étant réalisée en utilisant un outil de manutention (20) qui est mis en place et fixé au-dessus des équipements internes supérieurs (5) dans la cuve (1) du réacteur nucléaire, caractérisé par le fait que la perche (17, 42) portant l'émetteur-récepteur (18) est montée dans l'outil de manutention (20) et transportée avec l'outil de manutention (20) au-dessus des équipements internes supérieurs (5). 4.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que l'emet- teur-récepteur d'ondes (18) est constitué par un transducteur d'ondes ultrasonores. 5.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que l'emetteur-récepteur d'ondes est un miroir ou un prisme associé à un émetteur-récepteur d'un rayonnement laser maintenu, pendant la phase d'émission du rayonnement pour la détection d'un obstacle, au niveau supérieur des tubes de guidage (13) des équipements internes supérieurs (5). 6.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé par le fait qu'on introduit la perche (17) portant l'émetteur-récepteur d'ondes (18) successivement, dans un premier tube de guidage (13a) des équipements internes (5) pour effectuer une première détection d'assemblages de combustible ou de grappes de commande accrochés en-dessous des équipements internes (5), puis dans un second tube de guidage (13'a) des équipements internes (5) pour effectuer une seconde détection d'assemblages de combustible (15) de grappes de commande accrochés sous les équipements internes (5). 7.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé par le fait qu'on mesure l'angle de rotation de l'emetteur-recepteur (18) autour d'un axe vertical, par rapport à une direction de référence et la distance parcourue par les ondes réfléchies entre leur émission et leur reception par l'émetteur- recepteur (18) et qu'on en déduit la présence et la position d'assemblages de combustible (15) ou de grappes de commande restés accrochés sous les équipements internes (5). 8.- Dispositif de détection d'assemblages de combustible (15) ou de grappes de commande d'un reacteur nucléaire à eau sous pression accrochés en-dessous des équipements internes supérieurs (5) du réacteur, lors d'une manutention des équipements internes supérieurs au cours de laquelle on réalise, à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire renfermant le coeur (4) du réacteur constitué par des assemblages de combustible et les équipements internes supérieurs (5) en appui sur le coeur (4) du réacteur par l'intermédiaire d'une plaque supérieure de coeur (6), le levage des équipements internes supérieurs (5), de manière que la plaque supérieure de coeur (6) soit soulevée au-dessus du coeur (4), les équipements internes supérieurs (5) comportant de plus une pluralité de tubes de guidage verticaux (13, 13a) de grappes de commande mobiles verticalement dans certains assemblages du coeur (4) et de tiges de commande (8) de déplacement des grappes de commande, caractérisé par le fait qu'il comporte - une perche (17) ayant des dimensions permettant de l'introduire à l'intérieur d'un tube de guidage (13a) des équipements internes supérieurs, comportant un émetteur-récepteur d'ondes (18) à l'une de ses extrémités ou extrémité inférieure, et un dispositif (39) de mise en rotation de l'émetteur-récepteur (18) autour de l'axe longitudinal de la perche (17), - un boîtier étanche (38) contenant des connecteurs d'alimentation et de recueil des signaux de l'emet- teur-récepteur (18), et - des moyens de manutention et de levage de la perche (17). 9.- Dispositif suivant la revendication 8, caractérisé par le fait qu'il comporte de plus une gaffe (40) de récupération du boîtier étanche (38) des connecteurs d'alimentation et de recueil des signaux de l'émetteurrécepteur (18) reposant sur un support (35) solidaire de la perche (17), depuis un niveau supérieur à une piscine (3) du réacteur nucléaire remplie d'eau disposée audessus de la cuve (1) du réacteur nucléaire. 10.- Dispositif suivant la revendication 8, dans le cas où la manutention des équipements internes supérieurs (5) du réacteur nucléaire est realisee en utilisant un outil de manutention (20) qui peut être fixé audessus des équipements internes superieurs (5), caractérisé par le fait que la perche (17) est montée mobile dans la direction verticale par l'intermédiaire de moyens de guidage (42) solidaires de l'outillage de manutention (20) des équipements internes (5). 11.- Dispositif selon la revendication 10, caracterisé par le fait que les moyens de guidage de la perche sont constitués par un tube (42) fixé dans une disposition verticale sur l'outillage de manutention (20). 12.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 10 et 11, caractérisé par le fait que la perche (17) comporte un câble de levage (44) ayant une extrémité à un niveau supérieur au niveau d'une plateforme supérieure (27) de l'outil de manutention (20). 13.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 8 à 12, caractérisé par le fait que l'émetteur-récepteur d'ondes (18) est un transducteur d'ultrasons.