FR 2724754 A1 19960322 FR 9411277 A 19940921 L'invention concerne un procédé de transport et de stockage d'équipements internes irradiés d'un réacteur nucléaire et en particulier d'équipements internes d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent, à l'intérieur de la cuve du réacteur dans laquelle est disposé le coeur constitué par des assem- blages combustibles des équipements internes qui sont destinés en particulier à assurer le support et le maintien du coeur dont les assemblages combustibles de forme prismatique et de grande longueur sont disposés dans la cuve avec leurs axes dans la direction verticale. A l'intérieur de la cuve qui est mise en coa- munication avec les canalisations du circuit primaire du réacteur nucléaire, circule, pendant le fonctionnement du réacteur, de l'eau sous pression de refroidissement des assemblages du coeur. Les équipements internes de la cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportent un ensemble appelé équipements internes inférieurs qui est constitué principalement par des éléments assurant le support et le maintien des assemblages du coeur, à l'intérieur de la cuve. Les équipements internes inférieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportent généralement une plaque de support de coeur de forte épaisseur sur laquelle les parties inférieures des assemblages combustibles viennent reposer directement ou indirectement par l'intermédiaire d'une plaque inférieure de coeur et une enveloppe de forme cylindrique portant à l'une de ses extrémités la plaque de support de coeur et à son autre extrémité une bride d'appui destinée à venir reposer sur une portée d'appui d'une bride supérieure de la cuve, lors de la mise en place des équipements internes inférieurs à l'intérieur de la cuve. Dans la position de service des équipements internes inférieurs à l'intérieur de la cuve, l'enveloppe de coeur est placée dans une disposition coaxiale par rapport à la cuve dont l'axe est vertical. L'enveloppe du coeur comporte une partie inférieure à l'intérieur de laquelle est placé un cloisonnement destiné à recevoir et à maintenir les assemblages combustibles du coeur suivant une disposition parfaitement définie. La partie inférieure de l'enveloppe du coeur peut être également recouverte extérieurement par un écran thermique s'étendant suivant toute la hauteur du coeur. Les équipements internes inférieurs assurent en plus de leurs fonctions de support et de maintien des assemblages du coeur, une fonction de guidage de l'eau de refroidissement du réacteur en circulation dans la cuve. Des équipements internes supérieurs qui sont également suspendus à l'intérieur de la cuve viennent se loger dans la partie supérieure de l'enveloppe du coeur, de manière à se trouver en appui par leur partie inférieure sur les extrémités supérieures des assemblages dont les équipements internes supérieurs assurent la retenue dans la direction verticale de circulation du fluide de refroidissement. Les équipements internes supérieurs coupe portent de plus un ensemble de tubes-guides des barres de commande de la réactivité du coeur et de colonnes d'instrumentation permettant d'effectuer des mesures et en particulier des mesures de température à l'intérieur du coeur. Les équipements internes du réacteur nucléaire sont montés de manière amovible à l'intérieur de la cuve dont la partie supérieure qui peut être fermée par un couvercle débouche à l'intérieur d'une piscine appelée piscine du réacteur qui est ménagée dans la structure en béton du bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire. Lors d'un arrêt à froid du réacteur nucléaire, c'est-à-dire d'un arrêt des réactions nucléaires dans le coeur suivi d'un refroidissement du coeur et des structures de la cuve jusqu'à une température proche de la température ambiante dans le bâtiment du réacteur, on peut réaliser des opérations de rechargement du coeur et de contrôle et de réparation des structures du réacteur nucléaire, après avoir rempli d'eau la piscine du réacteur et procédé au démontage du couvercle. On peut réaliser dans un premier temps l'extraction hors de la cuve et la dépose des équipements internes supérieurs sur un stand de stockage à l'intérieur de la piscine du réacteur. Le coeur du réacteur est alors accessible par le dessus de la piscine du réacteur. Dans certains cas, par exemple pour réaliser l'inspection de la cuve, après déchargement des assem- blages du coeur, il peut être nécessaire d'extraire les équipements internes inférieurs de la cuve pour les déposer sur un stand de stockage dans la piscine du réacteur. Dans le cas d'un accident de manutention pendant l'extraction et le transport des équipements internes et en particulier des équipements internes inférieurs, le réacteur nucléaire peut devenir indisponible pour une période relativement longue, ce qui peut présenter de très graves inconvénients en ce qui concerne la rentabilité de l'exploitation. En effet, même si l'on dispose d'équipements internes inférieurs neufs de remplacement, la remise en fonctionnement du réacteur ne peut être réalisée qu'après avoir sorti les équipements internes inférieurs endommagés du bâtiment du réacteur. Du fait des dimensions très importantes des équipements internes inférieurs dont la hauteur et le diamètre sont proches de la hauteur et du diamètre de la cuve et également du fait que les équipe ment s internes inférieurs sont fortement irradiés après leur séjour à l'intérieur de la cuve du réacteur en fonctionnement, l'opération d'évacuation des équipements internes inférieurs à l'extérieur du bâtiment de sécurité du réacteur est une opération qui n'a jamais été envisagée jusqu'ici, si bien qu'on ne dispose ni de procédure ni de matériel pour effectuer cette opération à la suite d'un accident. Le pont polaire du bâtiment du réacteur peut être utilisé pour assurer la manutention des équipements internes supérieurs et des équipements internes inférieurs à l'intérieur de la piscine du réacteur mais il n'est pas envisageable de sortir les équipements internes de la piscine du fait de leur forte radio-activité qui interdit leur déplacement à l'intérieur du bâtiment du réacteur, à l'extérieur de la piscine. Il faudrait donc envisager un découpage sous eau des équipements internes inférieurs du réacteur et une mise en conteneur à l'intérieur de la piscine, des fragments obtenus. Une telle opération est longue et coûteuse et produit une forte quantité de déchets radio-actifs. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de transport et de stockage d'équipements internes d'un réacteur nucléaire qui comportent les éléments de support et de maintien du coeur du réacteur à l'intérieur de la cuve du réacteur débouchant à sa partie supérieure dans le fond d'une piscine à l'intérieur d'un batiment de sécurité du réacteur nucléaire, ce procédé permettant de réaliser rapidement l'évacuation des équipements internes à l'extérieur du bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire dans le cas où ces équipements internes seraient endommagés de manière accidentelle ou devraient être remplacés du fait de leur veillissement, afin de limiter le plus possible le temps d'immobilisation du réacteur nucléaire. Dans ce but, on réalise, autour des équipements internes, à l'intérieur de la piscine et sous eau, un conteneur de transport à partir d'au moins deux éléments assemblables entre eux et on transporte les équipements internes en une seule pièce, à l'intérieur du conteneur, jusqu'à une zone de stockage. L'invention est également relative à un dispositif pour le transport et le stockage d'équipements internes d'un réacteur nucléaire qui comporte un conteneur de stockage réalisé à partir d'au moins deux éléments assemblables entre eux. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire à titre d'exemple non limitatif, en se référant aux figures jointes en annexe, la mise en oeuvre du procédé selon l'invention pour réaliser le transport et le stockage d'équipements internes inférieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. La figure 1 est une vue en coupe de la cuve, des équipements internes et du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. La figure 2 est une vue en élévation et en coupe partielle des équipements internes inférieurs du réacteur nucléaire. La figure 3 est une vue en coupe par un plan vertical des équipements internes inférieurs disposés à l'extérieur de la cuve pendant une première phase de la réalisation d'un conteneur de transport, suivant le procédé de l'invention. La figure 4 est une vue en coupe par un plan vertical des équipements internes inférieurs à l'issue d'une phase finale de réalisation d'un conteneur de transport, selon le procédé de l'invention. La figure 5 est une vue en coupe transversale suivant 5-5 de la figure 4. La figure 6 est une vue en coupe verticale d'un local de stockage des équipements internes inférieurs du réacteur nucléaire à l'intérieur du conteneur de transport. Sur la figure 1, on voit la cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression désignée de manière générale par le repère 1. La cuve 1 qui présente une forme générale cylindrique est fermée à son extrémité inférieure par un fond bombé et comporte à son extrémité supérieure une bride d'appui d'un couvercle de fermeture 2. La partie supérieure de la cuve 1 sur laquelle le couvercle 2 vient reposer débouche dans la piscine 3 du réacteur à travers le fond de la piscine. Lorsque le réacteur nucléaire est en arrêt à froid et que la piscine est remplie d'eau, en démontant et en enlevant le couvercle 2, on peut avoir accès à l'inté- rieur de la cuve 1. Le coeur 4 du réacteur constitué par des assemblages combustibles de forme prismatique placés verticalement et de manière juxtaposée est supporté et maintenu à l'intérieur de la cuve du réacteur par des équipements internes 5 comportant en particulier une plaque de support de coeur 6 de forte épaisseur et une enveloppe de coeur 7 de forme cylindrique dont 1 'une des extrémités est solidaire de la plaque de support de coeur 6. L'enveloppe de coeur 7 comporte une bride 7a à sa partie d'extrémité opposée à la plaque de support de coeur 6, par l'intermédiaire de laquelle l'enveloppe 7 vient reposer sur une partie interne de la bride supérieure de la cuve sur laquelle on peut fixer le couvercle 2. L'enveloppe 7 est alors disposée coaxialement par rapport à la cuve 1. Des clavettes 6a fixées à la périphérie de la plaque de support de coeur 6 et engagées entre des butées d'appui solidaires de la surface interne de la paroi de la cuve 1 permettent d'éviter des déplace ment s des équipements internes inférieurs 5 dans des directions transversales à l'intérieur de la cuve. Des colonnes de support 6b fixées sous la plaque de support de coeur 6 permettent d'éviter une chute des équipements internes inférieurs 5 et du coeur à l'intérieur de la cuve, dans le cas d'une rupture de l'enveloppe de coeur 7 par l'intermédiaire de laquelle les équipements internes inférieurs 5 et le coeur 4 du réacteur sont supportés à l'intérieur de la cuve 1. Des colonnes d'instrumentation 6c sont également fixées sur la plaque de support 6 dans le prolongement de manchettes de traversée du fond de cuve. Dans sa partie inférieure à l'intérieur de laquelle sont disposés les assemblages du coeur 4, l'enveloppe de coeur 7 est doublée extérieurement par un écran thermique 8 s'étendant axialement, suivant la partie de l'enveloppe 7 recevant le flux thermique le plus intense en provenance du coeur 4. A l'intérieur de l'enveloppe de coeur 7, est disposé un cloisonnement 9 comportant des entretoises horizontales et des plaques d'appui verticales entourant le coeur, de manière à maintenir les assemblages périphériques du coeur suivant une disposition définie par la forme du cloisonnement, et l'ensemble des assemblages du coeur dans des positions juxtaposées. L'enveloppe de coeur 7 est traversée, dans sa partie supérieure, au-dessus du cloisonnement 9 destiné à recevoir les assemblages du coeur 4, par des ouvertures au niveau de chacune desquelles est fixée une tubulure telle que 7b destinée à venir en appui contre l'extrémité interne d'une tubulure traversant la paroi de la cuve 1. Chacune des boucles du circuit primaire du réacteur comporte une branche reliée à une tubulure de la cuve qui est mise en communication avec le volume inté- rieur de l'enveloppe de coeur, par l'intermédiaire d'une tubulure telle que 7b. Les tubulures telles que 7b de l'enveloppe de coeur 7 et les tubulures correspondantes de la cuve situées dans leur prolongement assurent la sortie de l'eau de refroidissement échauffée au contact du coeur à l'extérieur de la cuve. L'ensemble constitué par l'enveloppe de coeur 7, le cloisonnement 9, la plaque de support de coeur 6 ainsi que les clavettes 6a, les colonnes de support 6b et les colonnes d'instrumentation 6c constituent les équipements internes inférieurs du réacteur nucléaire assurant en particulier le support et le maintien du coeur. Les équipements internes inférieurs assurent d'autres fonctions et en particulier le guidage de l'eau de refroidissement qui pénètre dans l'espace annulaire entre la surface intérieure de la paroi de la cuve l et l'enveloppe de coeur 7 par des tubulures d'entrée d'eau pour circuler ensuite de haut en bas dans l'espace annulaire jusqu'à la partie inférieure de la cuve, en-dessous de la plaque de support de coeur 6. L'eau de refroidissement circule ensuite de bas en haut à l'intérieur des assemblages du coeur 4 pour sortir de la cuve, au-dessus du coeur par les ouvertures de l'enveloppe du coeur disposées dans l'alignement des tubulures de sortie d'eau. Au-dessus du coeur 4 sont de plus disposés les équipements internes supérieurs 10 qui reposent par l'intermédiaire d'une partie supérieure périphérique d'une plaque supérieure 11, sur une portée de la bride supérieure de la cuve 1, au-dessus de la bride d'appui 7a de l'enveloppe de coeur 7. Sur la figure 2, on a représenté l'ensemble des équipements internes inférieurs 5 du réacteur après déchargement des assemblages du coeur, ces équipements internes inférieurs comportant principalement l'enveloppe de coeur 7, la plaque de support de coeur 6, les colonnes de support 6b et d'instrumentation 6c fixées sous la plaque 6 et le cloisonnement 9. L'ensemble des équipements internes inférieurs 5 peut être sorti de la cuve dans son ensemble et déposé, à l'intérieur de la piscine 3 du réacteur, sur un stand de stockage en fond de piscine. Pour cela, la piscine 3 est remplie d'eau, le couvercle 2 est démonté et enlevé et les équipements internes supérieurs 10 sont sortis de la cuve et déposés sur un stand de stockage en fond de piscine. Il est possible ensuite de décharger les assemblages du coeur qui sont transférés vers une piscine de stockage et de sortir les équipements internes inférieurs 5 de la cuve 1 pour les déposer en fond de piscine. Les opérations de manutention des équipements internes inférieurs sont réalisées en utilisant le pont polaire du bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire. Dans le cas où les équipements internes inférieurs 5 se trouveraient détériorés, à la suite d'un choc dû à une erreur de manoeuvre lors de la manutention, il est bien entendu nécessaire d'effectuer le plus rapidement possible le remplacement de ces équipements internes par des équipements neufs, de manière à limiter le plus possible le temps d'arrêt du réacteur nucléaire. De même, lorsque les équipements internes ont atteint un certain degré de vieillissement, il est nécessaire de les remplacer par des équipements internes neufs. Du fait que les équipements internes inférieurs 5 qui ont été détériorés sont fortement activés par suite de leur utilisation dans la cuve du réacteur en fonction nement et que ces équipements internes 5 sont extrêmement volumineux, leur évacuation avant le redémarrage du réacteur nucléaire risque d'être très longue et très difficile à réaliser, dans la mesure où l'évacuation doit être effectuée dans des conteneurs assurant une protection contre l'activation. Le stockage des équipements internes inférieurs dans des conteneurs de transport classiques nécessite un découpage préalable des éléments des équipements internes, cette opération étant longue et difficile à réaliser et produisant des quantités importantes de produits polluants radio-actifs. Le procédé suivant l'invention permet d'éviter un découpage préalable des équipements internes avant leur évacuation et de résoudre au mieux le problème posé par l'évacuation et le stockage d'équipements internes inférieurs irradiés qui ont été détériorés lors de leur manutention dans la piscine du réacteur. Comme il est visible sur la figure 3, dans une première phase du procédé, on place un fond bombé 12, par exemple de forme hémisphérique et comportant une bride d'appui 12a suivant son bord circulaire sur la partie supérieure de la cuve 1 du réacteur qui est ouverte et remplie d'eau et qui communique avec le volume intérieur de la piscine 3 remplie d'eau, par une ouverture traversant le fond de la piscine. Les dimensions du fond bombé 12 et de la bride d'appui 12a sont telles que la partie en forme de de i- sphère ou de calotte sphérique de la paroi du fond 12 pénètre avec un certain Jeu à l'intérieur de la cuve et que la bride 12a vient reposer fermement sur la bride supérieure de la cuve 1 constituant la portée d'appui du couvercle. Pendant cette opération de pose du fond bombé 12 sur la partie d'extrémité supérieure de la cuve 1, les équipements internes 5 endommagés sont sur leur stand de stockage en fond de piscine. Les équipements internes inférieurs 5 sont ensuite pris en charge dans leur ensemble par le pont polaire du bâtiment de sécurité du réacteur et déposés sur la bride 12a du fond 12, lui-même en appui sur la partie d'extrémité supérieure de la cuve 1 dans le fond de la piscine 3. La bride 12a du fond 12 est usinée intérieurement de manière à présenter des éléments internes 13 de support et de blocage de la plaque de support de coeur 6 qui vient s'engager à l'intérieur de l'alésage de la bride 12a, lors de la dépose des équipements internes inférieurs 5 sur le fond 12. Les éléments de support et de blocage 13 de la bride 12a comportent un épaulement d'appui annulaire sur lequel vient reposer la plaque de support de coeur 6 et des butées coopérant avec les clavettes disposées à la périphérie de la plaque de support de coeur 6 pour réaliser le blocage en rotation des équipements internes 5 sur le fond 12. Un berceau de basculement des équipements internes inférieurs peut être fixé sur le fond 12, de manière à faciliter les opérations ultérieures de manutention des équipements internes inférieurs, pour effectuer leur évacuation à l'extérieur du bâtiment de sécurité du réacteur. Les colonnes 6b et 6c fixées sous la plaque de support de coeur 6 et constituant la partie d'extrémité inférieure des équipements internes 5 sont reçues & BR Après avoir réalisé la mise en place des équi- pements internes 5 sur le fond bombé 12, on prend en charge, en utilisant le pont polaire du bâtiment du réacteur, un ensemble 14 stocké en fond de piscine par exemple et destiné à constituer une paroi latérale d'un conteneur de transport des équipements internes inférieurs 5 désigné de manière générale par le repère 15 et représenté sur la figure 4. Le conteneur de transport et de stockage 15 des équipements internes 5 comporte deux parties qui peuvent être assemblées l'une à l'autre, dont l'une est constituée par le fond bombé 12 et l'autre par l'ensemble 14 constituant la paroi latérale interne et externe du conteneur. Pour sa mise en place en position d'assemblage au-dessus du fond bombé 12 sur lequel reposent les équipements internes inférieurs 5 et autour de l'enveloppe de coeur 7 des équipements internes 5, l'ensemble 14 peut être pris en charge par le pont polaire du bâtiment du réacteur, par l'intermédiaire de manilles de levage 16 fixées à sa partie supérieure et enfilé dans la direction axiale par le dessus sur l'enveloppe de coeur 7. L'ensemble 14 comporte une virole externe 17 de forme cylindrique, une virole interne 18 présentant deux parties successives cylindriques ayant des diamètres différents dans la direction axiale et une platine annulaire supérieure 19 fixée par soudage aux extrémités supérieures des viroles externe et interne 17 et 18. Les manilles de levage 16 sont fixées sur la surface supérieure de la platine annulaire 19. La virole externe 17 comporte à son extrémité inférieure opposée à la platine annulaire 19, une bride d'appui et d'assemblage 20 destinée à venir reposer sur la surface supérieure de la bride 12a du fond bombé 12, lors de la mise en place de l'ensemble 14 du conteneur 15. La bride d'appui 20 comporte des moyens d'assemblage à la bride 12a du fond 12, de manière à assurer un assemblage mécanique résistant entre les deux parties du conteneur 15. Les moyens d'assemblage des brides 20 et 12a peuvent être constitués par un ensemble de vis ou de goujons qui sont engagés et vissés dans des ouvertures placées dans le prolongement les unes des autres des deux brides, le vissage étant réalisé à distance, à l'intérieur de la piscine du réacteur 3, en utilisant un outil fixé à l'extrémité d'une perche. Un joint d'étanchéité toroïdal 21 est fixé par soudage sous eau, suivant la ligne de jonction des brides 20 et 12a. On pourrait également prévoir un joint d'étanchéité intercalé entre les brides 20 et 12a. Dans sa partie inférieure destinée à venir en vis-à-vis de la partie des équipements internes 5 cop- portant le cloisonnement 9 qui constitue la partie la plus activée des équipements internes 5, l'enveloppe 17 porte une virole externe de protection en plomb 22 de forte épaisseur destinée à réduire les rayonnements provenant du cloisonnement et de la partie inférieure de l'enveloppe de coeur. Du fait de la très forte activation de la partie centrale du cloisonnement venant en contact avec la partie centrale du coeur et de l'activation beaucoup plus faible des parties d'extrémité du cloisonnement, la virole de protection en plomb 22 peut être adaptée en forme et en épaisseur pour présenter à la fois une masse la plus faible possible et une bonne efficacité en ce qui concerne la protection contre les radiations. La virole externe 17 de l'ensemble 14 comporte de plus au-dessus de la protection 22 réalisée par exemple en plomb, un ensemble d'ailettes de refroidissement 23. Le diamètre intérieur de la virole 17 est légèrement supérieur au diamètre extérieur maximal des équipements internes inférieurs, de manière qu'on puisse enfiler sans difficulté l'ensemble 14 autour de l'enveloppe de coeur 17, lors de sa mise en place. Le diamètre intérieur de la virole externe 17 est sensiblement égal au diamètre intérieur des viroles constituant les parties de la cuve entourant le coeur. La virole interne 18 comporte deux parties successives 18a et 18b dans la direction axiale, la partie 18a ayant un diamètre supérieur à celui de la partie 18b et venant s'engager, lors de la mise en place de l'ensemble 14, dans la partie supérieure de l'enveloppe de coeur 7 des équipements internes inférieurs 5, au-dessus du cloisonnement 9. La partie inferieure 18b de la virole interne 18 vient alors se loger à l'intérieur du cloisonnement 9. Une plaque épaisse en plomb ou autre matériau 24 de forme circulaire vient reposer sur un épaulement séparant la partie supérieure 18a de la virole interne 18 de la partie inférieure 18b, la plaque de plomb 24 venant se placer en appui sur l'épaulement au-dessus du cloisonnement 9 des équipements internes inférieurs 5, lors de la mise en place de l'ensemble 14 sur les équipements internes 5. Au-dessus de la plaque 24 constituant une protection contre les radiations, sont disposées dans la direction axiale et fixées sur la surface intérieure de la partie 18a de la virole interne 18, des ailettes de refroidissement 25. De plus, un tube de transport de chaleur ou un serpentin 26, 27 est fixé sur la surface extérieure de la partie 18a et sur la surface extérieure de la partie 18b de la virole 18 respectivement, de manière à se trouver à une faible distance de la surface intérieure de l'enveloppe de coeur 7 et du cloisonnement 9, respectivement, après mise en place de l'ensemble 14 sur les équipements internes 5. Le serpentin 26 et 27 constitué en circuit fermé, est rempli d'un fluide d'échange permettant de transporter la chaleur produite par le rayonnement gamma résiduel des équipements internes inférieurs 5, dans la zone supérieure de l'ensemble 14 comportant les ailettes de refroidissement 23 et 25, lorsque les équipements internes 5 sont sortis de la piscine du réacteur à l'intérieur de leur conteneur de transport et de stockage 15. On produit alors une circulation naturelle ou forcée d'air de refroidissement au contact des ailettes d'échange thermique 23 et 25. Comme il est visible sur la figure 5, la virole interne 18 et le caloduc 26 et 27 sont placés et dimensionnés de manière que la virole interne 18 puisse être engagée sans difficulté à l'intérieur de l'enveloppe de coeur 7 et du cloisonnement 9 des équipements internes 5. Après qu'on ait réalisé la mise en place de l'ensemble 14 et son assemblage au fond 12, le conteneur de transport 15 contenant les équipements internes inférieurs 5 peut être pris en charge par le pont polaire du bâtiment de sécurité du réacteur, par l'intermédiaire des manilles de levage 16. On peut alors sortir le conteneur 15 contenant les équipements internes 5 de la piscine du réacteur, pour le déposer dans une zone du bâtiment du réacteur où l'on effectue le basculement du conteneur en position horizontale. Le conteneur est ensuite repris en charge en position horizontale, de manière à pouvoir être sorti par le sas d'introduction du matériel du bâtiment du réacteur. Le conteneur 15 renfermant les équipements internes activés 5 peut ensuite être transporté vers une zone de stockage à l'extérieur du bâtiment du réacteur sur le site du réacteur nucléaire. On peut également envisager un stockage des équipements internes activés à l'intérieur de leur conteneur, dans une zone de stockage à l'intérieur du bâtiment du réacteur. I1 est à remarquer que lors du levage du conteneur 15 par l'intermédiaire des manilles de levage 16, le poids des équipements internes inférieurs est entièrement repris par les moyens d'assemblage entre les brides 20 et 12a, les équipements internes inférieurs venant en appui sur la bride 12a par l'intermédiaire de la plaque de support de coeur 6. Il peut être avantageux de prévoir, à l'extrémité supérieure de la virole externe 17 de l'ensemble 14 du conteneur de transport 15, une bride d'appui pour assurer le support de la bride supérieure d'appui 7a de l'enveloppe de coeur 7. Dans ce cas, on réalise le montage de l'ensemble 14 sur les équipements internes en position de stockage sur leur stand en fond de piscine, puis on transporte l'ensemble 14 et les équipements internes 5 reposant sur la bride de la virole externe 17, pour venir placer l'ensemble 14 et les équipements internes 5 sur le fond bombé 12. Sur la figure 6, on a représenté un alvéole de stockage en béton d'équipements internes inférieurs d'un réacteur nucléaire à l'intérieur d'un conteneur de transport 15 selon l'invention, en position verticale. L'alvéole de stockage comporte des parois en béton 28 de forte épaisseur assurant la protection biologique de la zone dans laquelle est situé l'alvéole destiné à recevoir le conteneur de transport 15 contenant des équipements internes inférieurs 5 irradiés et endosma- gés, après son extraction de l'enceinte de sécurité du réacteur nucléaire par le sas des matériels. L'alvéole 30 est disposé sur le site du réacteur nucléaire à proximité du bâtiment de sécurité du réacteur, de manière à réduire les distances de transport des conteneurs renfermant des équipements internes endommagés ou éventuellement d'autres composants de grandes dimensions irradiés et endommagés. Le conteneur 15 est introduit à l'intérieur de l'alvéole 30 par une ouverture non représentée et déposé sur des supports verticaux 29 sur lesquels le conteneur 15 vient reposer par l'intermédiaire de la bride 12a de son fond bombé 12. De plus, afin de réaliser le calage de la partie supérieure du conteneur 15 à l'intérieur du logement de l'alvéole 30, on engage par le dessus sur l'extrémité supérieure de l'ensemble de support latéral 14 du conteneur 15, des ensembles de maintien 31 constitués par des plaques verticales permettant, en plus de leur fonction de support, de canaliser un courant d'air en circulation dans l'alvéole permettant d'assurer le refroidissement du conteneur à l'intérieur duquel les équipements internes 5 dégagent de la chaleur, du fait de leur activité résiduelle. Les dispositifs 31 constituent donc un ensemble d'ailettes de refroidissement permettant d'aoeroitre l'effet de refroidissement des ailettes 23 et 25 filées sur les parois extérieure et intérieure, respectivement, de l'ensemble 14. Les parois 28 de 1'alvéole 30 sont de plus traversées à leur partie inférieure par des ouvertures 32 et à leur partie supérieure par des ouvertures 33 entre lesquelles de l'air atmosphérique peut circuler par effet de circulation naturelle. L'air en circulation venant en contact avec les ailetages 23, 25 et 31 permet de refroidir la structure extérieure du conteneur et, par l'inter- médiaire de cette structure et des caloducs 26 et 27, de refroidir les équipements internes inférieurs 5. De manière à accroître l'effet de refroidissement, on peut disposer sur la partie supérieure de l'al vérole 30, un dispositif d'aspiration motorisé 34 assurant l'aspiration de l'air atmosphérique et son refoulement dans une cheminée 35 débouchant à l'intérieur de la partie 14 du conteneur, au-dessus de la plaque circulaire 24 en plomb reposant dans le fond de la partie 18a à grand diamètre de la virole 18. De cette manière, l'air aspiré par le dispositif d'aspiration 34 est refoulé à la base des ailettes entourant la partie supérieure de l'ensemble 14 du conteneur. Bien entendu, il est préférable d'assurer le refroidissement du conteneur et des équipements internes de manière entièrement passive, par circulation naturelle d'air au contact des ailettes, à l'intérieur de l'alvéole, cette méthode de refroidissement étant plus économique et plus sûre, lors d'un stockage de très longue durée des équipements internes inférieurs. Dans la mesure où le calage des équipements internes inférieurs à l'intérieur du conteneur est réalisé de manière efficace, il est également possible d'envisager un stockage des équipements internes à l'intérieur du conteneur, dans une disposition horizontale, c'est-à-dire avec l'axe de l'ensemble 14 comportant les viroles coaxiales 17 e 18 dans une position horizontale. Dans ce cas, il n'est pas nécessaire de replacer le conteneur et les équipements internes inférieurs en position verticale après leur sortie du bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire. On évite ainsi une manoeuvre supplémentaire qui peut s'avérer difficile. Le procédé et le dispositif suivant l'invention permettent donc de réaliser de manière simple et rapide l'évacuation d'équipements internes irradiés et endommagés d'un réacteur nucléaire, afin d'effectuer un remplacement complet de ces équipements internes, pour assurer un redémarrage du réacteur nucléaire dans de très bonnes conditions de sûreté et avec une perte de temps minimale. Pendant leur stockage qui peut être un stockage de longue durée, les équipements internes sont entourés d'une double protection biologique et sont constamment refroidis. En prévoyant un dispositif de stockage de longue durée sur le site du réacteur nucléaire, on évite un transport du conteneur sur une distance importante nécessitant une surveillance sérieuse et une législation particulière. L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui a été décrit. C'est ainsi que le conteneur peut être réalisé sous une forme différente de celle qui a été décrite. La virole interne du conteneur peut être re - placée par un simple couvercle plat fixé sur la partie supérieure de la virole externe. L'utilisation d'une virole interne s'étendant à l'intérieur de l'enveloppe de coeur permet de limiter la quantité d'eau qui reste à l'intérieur du conteneur lorsqu'on évacue les équipements internes. On peut donc limiter ainsi la masse totale du conteneur renfermant les équipements internes immergés à 1'intérieur du vole d'eau remplissant le conteneur. Cependant, il est nécessaire d'ajouter une protection biologique, en plomb par exemple, au-dessus du cloisonnement, du fait que cette partie des équipements internes ne se trouve plus immergée sous une masse d'eau, ce qui limite le gain obtenu sur le poids de l'ensemble par diminution de la masse d'eau. Les éléments de refroidissement et de protection biologique du conteneur peuvent avoir une forme différente de celles qui ont été décrites. Le procédé et le dispositif de l'invention pourraient être utilisés pour assurer le transport et le stockage aussi bien des équipements internes supérieurs que des équipements internes inférieurs du réacteur nucléaire. Les équipements internes supérieurs doivent normalement être transportés et stockés, indépendamment des équipements internes inférieurs et dans ce cas, les viroles du conteneur peuvent présenter une longueur sensiblement réduite par rapport au cas du transport et du stockage des équipements internes inférieurs. Les équipements internes supérieurs pourraient également être transportés à l'intérieur des équipements internes inférieurs, dans la mesure où l'on disposerait d'un moyen de levage et de manutention ayant une capacité suffisante pour transporter les équipements internes inférieurs et supérieurs et le conteneur de transport rempli d'eau. Les équipements internes inférieurs peuvent être également séparés, sous eau, en deux parties, avec constitution d'un conteneur de hauteur réduite autour de la partie inférieure la plus activée correspondant à l'enve- loppe de coeur et constitution d'un second conteneur, dans un deuxième temps, pour évacuer la partie supérieure desdits équipements internes inférieurs. Le procédé et le dispositif selon l'invention peuvent être utilisés non seulement pour effectuer le transport des équipements internes endommagés mais encore pour effectuer le transport et le stockage d'équipements internes dont on désire effectuer le remplacement après une longue période d'utilisation à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire à eau sous pression. De manière générale, le procédé et le dispositif suivant l'invention peuvent être utilisés pour réaliser le transport sans découpage préalable de composants de très grandes dimensions d'un réacteur nucléaire. REVENDICATIONS 1.- Procédé de transport et de stockage d'équipements internes (5, 10) activés d'un réacteur nucléaire qui comportent des éléments de support et de maintien (6, 7, 9) du coeur (4) du réacteur à l'intérieur de la cuve (1) du réacteur débouchant à sa partie supérieure dans le fond d'une piscine (3) à l'intérieur d'un bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire, caractérisé par le fait qu'on réalise, autour des équipements internes (5, 10), à l'intérieur de la piscine (3) et sous eau, un conteneur (15) de transport à partir d'au moins deux éléments (12, 14) assemblables entre eux et qu'on transporte les équipements internes (5, 10) en une seule pièce, à l'intérieur du conteneur (15), jusqu'à une zone de stockage (30). 2.- Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait qu'on place un fond (12) du conteneur sur une partie d'extrémité supérieure de la cuve (1) débouchant dans le fond de la piscine (3) du réacteur nucléaire, qu'on prend en charge les équipements internes (5) du réacteur sur un stand de stockage dans la piscine du réacteur (3), qu'on dépose les équipements internes inférieurs sur le fond (12) reposant sur la partie d'ex trémité de la cuve (1) débouchant dans la piscine (3) du réacteur, qu'on engage une paroi (14) autour d'une partie des équipements internes (5) au-dessus du fond (12) et qu'on assemble le fond (12) et la paroi (14) sous eau & BR 3,- Procédé suivant la revendication 2, caracté- risé par le fait que les équipements internes de la cuve (1) du réacteur nucléaire sont des équipements internes inférieurs comportant une enveloppe de coeur (7) de forme cylindrique et une plaque de support de coeur (6) fixée à l'une des extrémités de l'enveloppe de coeur (7), que, lors de leur mise en place sur le fond (12), les équipements internes inférieurs (5) viennent reposer sur le fond (12) par l'intermédiaire de la plaque de support de coeur (6) et qu'on engage la paroi (14) du conteneur autour de l'enveloppe de coeur (7) des équipements internes (5) reposant par l'intermédiaire de la plaque support de coeur (6) sur le fond (12). 4.- Conteneur de transport et de stockage en une seule pièce d'équipements internes (5, 10) d'un réacteur nucléaire qui comportent des éléments de support et de maintien (6, 7) du coeur (4) du réacteur à l'intérieur de la cuve (1) du réacteur, caractérisé par le fait qu'il comporte au moins deux éléments (12, 14) constituant un fond (12) et une paroi latérale (14) du conteneur (15), le fond (12) comportant un moyen (12a, 13) d'appui et de support des équipements internes (5) dans une position permettant l'engagement de la paroi (14) autour des équipements internes (15) dans une position d'assemblage avec le fond (12), à l'intérieur de la piscine (3) du réacteur nucléaire. 5.- Conteneur suivant la revendication 4, caractérisé par le fait que le fond (12) présente une forme bombée et une bride (12a) de forme annulaire suivant son bord comportant des moyens (13) de réception et d'i lobi- lisation d'une partie d'appui (6) des équipements internes (5), la paroi latérale (14) du conteneur (15) comportant une bride (20) destinée à venir en appui sur la bride (12a) du fond (12), lors de l'engagement de la paroi (14) autour des équipements internes (5), les brides (12a) du fond (12) et (20) de la paroi (14) du conteneur (15) comportant des moyens coopérant de fixation, pour l'assem- blage du fond (12) et de la paroi (14) du conteneur (15). 6.- Conteneur suivant l'une quelconque des revendications 4 et 5, caractérisé par le fait que la paroi (14) du conteneur (15) comporte une virole cylindrique externe (17) destinée à venir s'engager autour d'une enveloppe cylindrique (7) des équipements internes (5), solidaire de la partie d'appui (6) des équipements internes (5). 7.- Conteneur suivant la revendication 6, caractérisé par le fait que la paroi (14) du conteneur (15) comporte une virole interne (18) disposée coaxialement à l'intérieur de la virole externe (17) et reliée à la virole externe (17) par une plaque de liaison (19), la virole interne (18) étant destinée à venir s'engager & l'intérieur de l'enveloppe cylindrique (7) des équipements internes inférieurs (5). 8.- Conteneur suivant l'une quelconque des revendications 4 à 7, caractérisé par le fait que la paroi (14) du conteneur (5) comporte des moyens de refroidissement (23, 25, 26, 27) des équipements internes inférieurs (5) disposés à l'intérieur du conteneur (15). 9.- Conteneur suivant la revendication 8, caractérisé par le fait que les moyens de refroidissement (23, 25, 26, 27) des équipements internes (5) portés par la paroi (14) comportent des ailettes de refroidissement (23, 25) et un tube de transport de chaleur (26, 27). 10.- Conteneur suivant l'une quelconque des revendications 4 à 9, caractérisé par le fait que la paroi (14) du conteneur (15) comporte au moins une paroi de protection biologique (22, 24) pour réduire les radiations émises par les équipements internes (5) disposés & l'inté- rieur du conteneur (15). 11.- Conteneur suivant l'une quelconque des revendications 4 à 10, caractérisé par le fait que le conteneur (15) comporte un joint soudé (21) pour assurer l'é- tanchéité de l'assemblage entre le fond (12) et la paroi (14). 12.- Conteneur selon la revendication 4, pour le transport d'équipements internes inférieurs d'un réacteur nucléaire comportant une enveloppe de coeur (7) de forme cylindrique et une plaque de support de coeur (6) fizée & BR 13.- Conteneur suivant la revendication 12, caractérisé par le fait que la virole externe (17) est solidaire d'une virole de protection en plomb (22), dans une zone destinée à venir s'engager autour d'une partie de l'enveloppe de coeur (7) renfermant un cloisonnement (9) de maintien des assemblages du coeur (4) du réacteur. 14.- Conteneur suivant la revendication 13, caractérisé par le fait que la virole interne (18) porte une plaque de protection biologique (24) dans une zone de la virole interne (18) placée en position de service audessus du cloisonnement (9) de maintien des assemblages du coeur du réacteur.