FR 2757994 A1 19980703 FR 9616220 A 19961230 L'invention concerne un procédé et un dispositif de protection de la surface externe d'une soudure hétérogène du circuit primaire d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un circuit primaire à l'intérieur duquel circule de liteau à très haute température (de l'ordre de 330"C) et sous très forte pression (155 bars). Le circuit primaire du réacteur nucléaire est constitue de plusieurs boucles comportant chacune des tuyauteries primaires qui sont reliées à la cuve du réacteur nucléaire par l'intermédiaire de tubulures d'une virole porte-tubulures de la cuve. Sur chacune des boucles du circuit primaire, est disposé un générateur de vapeur dont la boite à eau est reliée aux canalisations primaires par l'intermédiaire de tubulures. En outre, pour maintenir la pression à l'intérieur du réacteur, le circuit primaire comporte un pressuriseur dont le volume intérieur est relié à une canalisation de l'une des boucles du circuit primaire. La cuve du réacteur, les générateurs de vapeur et le pressuriseur sont réalisés en acier de construction à haute résistance faiblement allié, généralement désigné comme acier ferritique, revêtu intérieurement d'une couche d'acier inoxydable. Les canalisations du circuit primaire ou les canalisations de raccordement des composants au circuit primaire sont réalisées sous la forme de tuyauteries en acier inoxydable austénitique ou en alliage austénitique. La cuve du réacteur nucléaire présente une forme générale cylindrique et comporte une virole porte-tubulures dans laquelle sont formées un ensemble de tubulures permettant le raccordement de la cuve aux tuyauteries des différentes boucles du circuit primaire. Les générateurs de vapeur de chacune des boucles du réacteur comportent une boîte à eau ayant une paroi de forme hémisphérique constituant la partie inférieure du générateur de vapeur dans laquelle sont formées deux tubulures qui sont reliées par soudage à deux canalisations du circuit primaire du réacteur. Le pressuriseur comporte une enveloppe de forme générale cylindrique ayant deux fonds bombés, le fond inférieur présentant une tubulure de raccordement au circuit primaire du réacteur nucléaire par l'intermédiaire d'une tuyauterie d'expansion en acier inoxydable ou en alliage austénitique, le fond supérieur du pressuriseur étant raccordé de la même manière à d'autres tuyauteries en acier inoxydable austénitique. Dans tous les cas, les tubulures de raccordement des composants du circuit primaire du reacteur, qui sont en acier de construction et revêtus intérieurement d'acier inoxydable, doivent être fixées par soudage bout à bout sur une tuyauterie en acier inoxydable austénitique. Il est donc nécessaire de réaliser une soudure de jonction hétérogène entre la tubulure et la tuyauterie, cette soudure hétérogène étant réalisée en déposant un métal d'apport à l'intérieur d'un chanfrein ménagé entre la tubulure et la tuyauterie ou entre la tubulure et un tronçon intermédiaire de raccordement en acier inoxydable austénitique. Préalablement à la réalisation de la soudure hétérogène entre la tubulure et la tuyauterie ou le tronçon intermédiaire, il est nécessaire de déposer une couche épaisse d'acier inoxydable austénitique, souvent appelée "beurrage", sur la partie d'extrémité de la tubulure. Le beurrage est ensuite usiné pour constituer une surface de délimitation du chanfrein dans lequel on dépose le métal d'apport lors du soudage. Le circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression d'une puissance de 900 MW électriques qui comporte trois boucles présente sur chacune des boucles deux soudures hétérogènes ou bimetalliques entre une canalisation primaire et une tubulure de la cuve et deux soudures hétérogènes de raccordement de canalisations primaires et du générateur de vapeur de la boucle. De plus, le circuit primaire comporte une soudure hétérogène de raccordement entre la tuyauterie d'expansion du pressuriseur et une canalisation du circuit primaire ainsi que cinq soudures de raccordement du dôme du pressuriseur. Le circuit primaire des réacteurs nucléaires de puissance 900 MW électriques comporte donc dix-huit soudures hétérogènes de raccordement. Le circuit primaire des réacteurs nucléaires d'une puissance de 1300 MW électriques qui comporte quatre boucles présente vingt-deux soudures hétérogènes. Des contrôles des soudures hétérogènes ont été effectués sur l'ensemble des centrales nucléaires à eau sous pression du parc de centrales français. On a observé, dans certains cas, la présence d'indications de fissures au niveau de la partie austénitique des soudures hétérogènes. L'analyse des défauts décelés a permis d'en attribuer l'origine à des phénomènes de corrosion sur la surface externe des soudures exposées à l'atmosphère gazeuse à l'intérieur du bâtiment du réacteur se produisant dans les zones totalement austénitiques des soudures, en particulier lors des refroidissements imposés par les arrets de tranche de la centrale nucléaire. La corrosion est due en particulier au fait que l'atmosphère gazeuse présente à l'intérieur du bâtiment de sécurité du réacteur renferme certaines substances corrosives telles que de l'eau ou de la vapeur d'eau. Lors d'un refroidissement du circuit primaire depuis sa température de service au voisinage de 330"C jusqu'à une température d'arrêt à froid comprise entre 20 et 35"C, il se produit, en fin de refroidissement, une condensation de la vapeur d'eau sur les parois froides et par suite une corrosion dans les zones austénitiques des soudures du circuit primaire se traduisant par une décohésion intergranulaire du métal de soudure. On a observé que la décohésion intergranulaire apparaît principalement sur la couche externe du beurrage austénitique et de toutes façons dans une zone à structure austénitique de la soudure hétérogène. Il se produit également dans certains cas, des fuites ou écoulements d'eau de la piscine du réacteur ou d'eau secondaire (au niveau des générateurs de vapeur). Cette eau, lorsqu'elle vient au contact d'une soudure hétérogène peut provoquer une corrosion. Les mesures et observations effectuées ont montré que la vitesse de corrosion et de formation des fissures reste très faible. Cependant, pour éviter tout risque, il est nécessaire d'effectuer une surveillance périodique des soudures hétérogènes des circuits primaires. On a également envisagé plusieurs solutions pour éviter le développement des décohésions intergranulaires entraînant à terme la formation de fissures dans les liaisons par soudage bimétalliques. On a envisagé en particulier la protection des liaisons bimetalliques du circuit primaire en isolant la surface extérieure des soudures de l'atmosphère gazeuse du bâtiment du réacteur. Pour cela, on a utilise des couches de peinture pelable. Cependant, lorsqu'elles adhèrent correctement sur la surface externe de la soudure, ces peintures ont la particularité de ne pouvoir être enlevées que par meulage. Lorsqu'elles sont moins adhérentes, ces peintures ont l'inconvénient de se déta cher par pelage sans assurer la protection souhaitée pendant toutes les phases de fonctionnement du réacteur nucléaire. Une seconde possibilité consiste à entourer la liaison bimétallique par une couche de gaz protecteur neutre tel que de l'azote, afin d'éviter que l'humidité contenue dans l'atmosphère gazeuse du bâtiment du réacteur ne se dépose sur la surface extérieure de la liaison bimétallique lors des arrêts de tranches du réacteur nucléaire. Cette solution est difficile à mettre en oeuvre du fait qu'on ne peut être certain de l'efficacité de l'étanchéité de l'enveloppe contenant le gaz neutre, pendant les variations de température du circuit primaire entre la température de fonctionnement et la température d'arrêt à froid du réacteur nucléaire, ces températures étant respectivement d'environ 330"C et comprises entre 20 et 35"C. Un procédé très efficace consiste à déposer par projection à chaud une fine couche étanche par exemple une fine couche métallique sur la surface extérieure de la soudure hétérogène de liaison bimétallique. Le coût d'une telle opération de revêtement est élevé et de plus les contrôles de la soudure hétérogène deviennent incertains ou impossibles à réaliser par les méthodes habituelles de contrôle non destructif, en raison de la présence de la couche protectrice déposée à demeure sur la surface extérieure de la soudure. Les canalisations du circuit primaire sont d'autre part revêtues d'éléments calorifuges qui permettent d'éviter des déperditions de chaleur et une éléva- tion de température trop importantes à l'intérieur du bâtiment de sécurité du réacteur. Pour effectuer le contrôle de la surface extérieure des soudures, pendant une phase d'arret du réacteur nucléaire, il est nécessaire de démonter le calori fuge, au moins au niveau des soudures hétérogènes du circuit primaire, ce qui est une opération extrêmement coûteuse. Le contrôle de la surface externe des soudures hétérogène est réalisé généralement par ressuage, et il s'est avéré que, jusqu'ici, aucun des moyens de protection connus ne permet de garantir une suppression totale du phénomène de corrosion des zones austénitiques des soudures. En outre, la plupart des procédés de protection connus ne permettent pas de garantir une résistance des moyens de protection utilisés aux conditions de température en service et aux rayonnements provenant du circuit primaire, ctest-à-dire une permanence de l'effet de protection. En plus, il n'est pas possible d'effectuer de manière précise la localisation des zones austénitiques des soudures hétérogènes et surtout d'effectuer cette localisation avec des moyens industriels utilisables dans l'environnement du réacteur nucléaire. En outre, le contrôle de l'atmosphère gazeuse à l'intérieur du bâtiment du réacteur pendant les périodes d'arrêt ne peut être totalement satisfaisant, si bien qu'il est impossible de garantir que l'atmosphère gazeuse venant au contact des soudures hétérogènes n'a pas d'effet corrosif sur ces soudures. On ne connaissait donc pas de procédé ou de dispositif permettant de supprimer complètement le phénomène de corrosion des soudures hétérogènes ou d'assurer au moins une protection suffisante de la surface extérieure de ces soudures pour permettre d'espacer dans le temps les visites de surveillance des soudures nécessitant le démontage du calorifuge. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de protection d'une surface externe en contact avec une atmosphère gazeuse, d'une soudure entre un premier élément du circuit primaire d'un réacteur nu cleaire refroidi par de l'eau sous pression en un acier de construction à structure ferritique et un second élément du circuit primaire en un acier ou alliage austénitique, de manière à éviter la condensation de la vapeur d'eau contenue dans l'atmosphère et par suite, un risque de fissuration intergranulaire de la surface externe de la soudure, en particulier pendant un refroidissement du circuit primaire depuis une température de service jusqu'à une température d'arrêt à froid du réacteur et donc de permettre d'espacer dans le temps les opérations de contrôle de la soudure nécessitant le démontage d'un calorifuge d'isolation des éléments du circuit primaire. Dans ce but, on maintient de manière permanente la température de la surface externe de la soudure, à une valeur supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse en contact avec la surface externe de la soudure. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple, en se référant aux figures jointes en annexe, la mise en oeuvre du procédé de protection suivant l'invention sur le circuit primaire d'un réacteur nucléaire et un dispositif utilisé pour réaliser cette protection. La figure 1 est une demi-vue en coupe d'une partie de la cuve d'un reacteur nucléaire montrant une tubulure de jonction de la cuve au circuit primaire et une partie d'une canalisation du circuit primaire. La figure 2 est une vue en élévation et en coupe partielle de la partie inférieure d'un générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. La figure 3 est une vue en coupe par un plan vertical d'un pressuriseur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. La figure 4 est une vue en coupe axiale d'une tubulure de raccordement de la cuve du réacteur nucléaire et d'une partie d'une tuyauterie primaire raccordée à la tubulure. La figure 5 est une vue à plus grande échelle de la soudure hétérogène de raccordement de la tubulure et de la canalisation primaire représentées sur la figure 4. La figure 6 est une vue schématique d'un dispositif de maintien en température de la surface externe d'une soudure hétérogène du circuit primaire d'un réacteur nucléaire. La figure 7 est un diagramme donnant la température du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression en fonction du temps, pendant un arrêt à froid. Sur les figures 1, 2 et 3, on a représenté les parties de composants du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression présentant des soudures hétérogènes. Sur la figure 1, on voit une partie supérieure de la cuve 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une tubulure 2 de raccordement de la cuve à une canalisation 3 du circuit primaire en acier inoxydable austénitique. La cuve du réacteur nucléaire est en acier de construction faiblement allié qui sera désigné par la suite comme acier ferritique. La tubulure 2 en acier ferritique est raccordée bout à bout par une soudure 4 à la canalisation 3 du circuit primaire en acier inoxydable austénitique. La soudure 4 est donc une soudure hétérogène. Sur la figure 2, on voit la partie inférieure d'un générateur de vapeur 5 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression qui comporte une boîte à eau délimitée par une paroi sphérique comportant des tubulures de raccordement telles que la tubulure 6 permettant de relier une canalisation du circuit primaire du réacteur à la boite à eau du générateur de vapeur. La boîte à eau du générateur de vapeur comporte deux compartiments dans chacun desquels est prévue une tubulure de raccordement d'une canalisation du circuit primaire. Le générateur de vapeur 5 est réalisé en un acier de construction faiblement allié, de sorte que le raccordement des canalisations du circuit primaire en acier inoxydable austénitique aux tubulures du générateur de vapeur telles que la tubulure 6 doit être effectué en réalisant une soudure hétérogène. Sur la figure 3, on voit un pressuriseur 7 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant dans sa partie inférieure une tubulure 8 de raccordement à une ligne d'expansion par l'intermédiaire de laquelle est réalisé le réglage de la pression dans le circuit primaire du réacteur nucléaire. L'enveloppe du pressuriseur 7 et la tubulure 8 sont en acier ferritique et la ligne d'expansion est en acier inoxydable ou en alliage austénitique. Le raccordement est donc effectué par l'intermédiaire d'une soudure hétérogène encore appelée liaison bimétallique. Le pressuriseur 7 comporte de plus, dans son fond supérieur, des tubulures 9 de raccordement à une ligne de décharge et à une ligne d'aspersion en acier inoxydable. Les liaisons des tubulures 9 du pressuriseur aux lignes correspondantes sont également des liaisons bimétalliques. Bien que le procédé puisse s'appliquer à toutes les soudures hétérogènes ou liaisons bimétalliques du circuit primaire du réacteur nucléaire, telles qu'elles viennent d'être énumérées, on décrira plus en détail, en se référant aux figures 4, 5 et 6, le cas d'une soudure hétérogène ou liaison bimétallique entre une tubulure 2 de la virole porte-tubulures de la cuve du réacteur et une canalisation primaire 3 en acier inoxydable. Sur la figure 4, on a représenté la tubulure 2 en acier ferritique et la canalisation 3 du circuit primaire en acier inoxydable austénitique qui sont reliées entre elles par une soudure hétérogène ou liaison bimétallique 4. Autour de la tubulure 2 de la virole de cuve et de la tuyauterie primaire 3 sont disposés des éléments de calorifuge pila, llb, llc, lîd destinés à isoler la surface extérieure de la tubulure 2 et la canalisation 3 de l'atmosphère gazeuse 10 remplissant le bâtiment de sécurité dans lequel est disposé le réacteur nucléaire. On évite ainsi des déperditions calorifiques importantes entre le circuit primaire à l'intérieur duquel circule de l'eau à très haute température et l'atmosphère gazeuse remplissant le bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire dont la température est généra le ment comprise entre 30 et 50"C. Sur la figure 5, on a représenté la liaison bimétallique 4 entre la tubulure 2 en acier ferritique et la canalisation 3 en acier inoxydable austénitique. La tubulure 2 en acier ferritique est recouverte intérieurement par une couche de revêtement 12 en acier inoxydable austénitique. Avant d'effectuer le raccordement par soudage hétérogène entre la tubulure 2 et la canalisation 3, on réalise un usinage des extrémités de la tubulure et de la canalisation, puis un dépôt épais 13 ou beurrage en acier inoxydable sur la partie d'extrémité usinée de la tubulure 2 et enfin un usinage du beurrage 13. La couche de beurrage 13 et la surface d'extrémité usinée de la canalisation 3 délimitent un chanfrein 14 qui est rempli de métal d'apport 15 lors de la réalisation de la jonction de la tubulure et de la canalisation par soudage hétérogène. Le métal d'apport 15 est généralement constitué par un acier austéno-ferritique. Au cours de la réalisation de la couche de beurrage 13 sur la tubulure 2, il se produit une certaine dilution des éléments de l'acier ferritique de la tubulure 2 et de l'acier utilisé pour le beurrage. La liaison bimétallique 4 a donc une composition et une structure hétérogènes. Certaines parties de la soudure hétérogène présentent une structure austénitique sensible à la corrosion au contact de l'atmosphère gazeuse 10 remplissant le bâtiment du réacteur. Cette corrosion se produit en particulier à la fin du refroidissement du circuit primaire entre sa température de service et une température proche de la température de l'atmosphère gazeuse 10 comprise généralement entre 20 et 35"C. La fissuration se produit de manière préférentielle sur la couche externe du beurrage 13 venant en contact avec le metal de la tubulure 2, cette zone de fissuration preferentielle étant désignée par le repère 16 sur la figure 5. Selon l'invention, pour éviter ou pour limiter le plus possible l'apparition d'une fissuration dans la zone 16 de la soudure hétérogène 4, on maintient la surface externe 4a de la soudure, c'est-à-dire la surface de la soudure en contact avec l'atmosphère gazeuse 10 du bâtiment du réacteur à une température supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse 10. De préférence, on maintient la température de la surface externe 4a de la soudure hétérogène 4 à une valeur supérieure d'au moins 10 à la température de l'atmosphère gazeuse 10. Du fait que la surface extérieure 4a de la soudure hétérogène 4 est constamment à une température supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse 10, il ne peut pas se produire, pendant les phases d'arrêt à froid du réacteur nucléaire entraînant un refroidissement du circuit primaire jusqu'à une température de l'ordre de ou inférieure à celle de l'atmosphère gazeuse 10, une condensation et un dépôt d'humidité et de substances corrosives sur la surface extérieure de la soudure hétérogène. On évite ainsi ou on limite de manière très importante les risques de fissuration dans la zone 16 de la soudure. Ce maintien en température peut être réalisé de manière préférentielle par un moyen de chauffage électrique tel qu'un cordon chauffant placé, et par exemple enroulé, contre la surface externe de la soudure hétérogène 4, sous le calorifuge 11 (visible sur la figure 4). Ce cordon chauffant peut etre placé de manière alternative, de part et d'autre de la ligne de jonction circulaire entre le matériau de beurrage 13 et le métal de la tubulure 2, cette ligne circulaire correspondant à la zone 16 représentée sur la figure 5. Le dispositif chauffant doit être réalisé de manière à pouvoir être facilement démonté pour effectuer un contrôle de la soudure, du beurrage et d'une partie de la tubulure ferritique. Selon une variante de réalisation des moyens de maintien en température de la surface externe de la soudure hétérogène comportant des moyens de chauffage électriques, comme représenté sur la figure 6, on peut utiliser une couverture chauffante 17 enroulée autour de la soudure de jonction 4 entre la tubulure 2 et la canalisation 3. La couverture chauffante 17 est réalisée en un matériau résistant à la température de fonctionnement du circuit primaire (environ 330"C). De préférence, la couverture chauffante est réalisée en fibres de verre, en fibres de carbone ou en matière céramique ou encore en une matière plastique résistant aux hautes températures et qui ne présente de plus aucune nocivité vis-à-vis des équipements et du personnel de la centrale nucléaire. Des conducteurs électriques 17' de chauffage sont disposés à l'intérieur de la couverture chauffante 17 et alimentés en courant électrique par une source de courant 18. De préférence, l'alimentation en courant électrique des résistances chauffantes 17' de la couverture 17 est régulée de manière à maintenir la température de la surface extérieure de la zone de soudure 4 à un niveau sensiblement constant, par exemple à 10 C au-dessus de la température de l'atmosphère. Cette température de maintien peut être par exemple supérieure à 40"C. De plus, une sonde de température 19 qui peut être fixée sur une canalisation du circuit primaire permet de commander l'alimentation électrique de la couverture chauffante dès que la température du circuit primaire est parvenue à un certain niveau pendant le refroidissement du circuit primaire lors d'un arrêt à froid du réacteur nucléaire. De préférence, les moyens de chauffage du dispositif de maintien en température qu'ils soient constitués par des moyens de chauffage électrique ou d'une autre nature sont mis en fonctionnement lorsque la température du fluide primaire atteint 70"C, pendant l'arrêt à froid du réacteur nucléaire, ce qui correspond à la température d'arrêt de la dernière pompe primaire. Dans le cas de l'utilisation d'une couverture chauffante telle que la couverture 17 représentée sur la figure 6, le maintien en température est assuré à la fois par les résistances électriques 17' et par le pouvoir d'isolation thermique du matériau constituant la couverture 17. On peut réaliser une modification du calorifuge entourant la tubulure 2 et la canalisation 3 à l'emplace ment de la soudure hétérogène 4, de façon à rendre démontables simultanément la couverture chauffante 17 et la partie du calorifuge recouvrant la couverture. Par démontage simultané du calorifuge et de la couverture chauffante, on peut avoir accès à la surface externe de la soudure hétérogène 4 pour effectuer un contrôle, par exemple par ressuage ou par ultrasons. Dans le cas où l'on utilise un dispositif de maintien en température comportant des moyens électriques de chauffage, ces moyens électriques de chauffage peuvent presenter de manière avantageuse, une puissance d'environ 5 kW. Le dispositif de régulation du chauffage électrique qui n'est pas strictement necessaire est cependant très avantageux dans la mesure où il permet d'ajuster la température de maintien en fonction de la température de l'air environnant. Sur la figure 7, on a représenté un diagramme montrant la variation de la température e de l'eau à l'intérieur du circuit primaire du réacteur nucléaire en fonction du temps en heures, au cours d'un arret à froid. A l'instant zéro, on réalise la chute des barres de commande à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire, comme indiqué par la flèche 20, pour réaliser l'arrêt à chaud du réacteur nucléaire. Le refroidissement du circuit primaire du réacteur nucléaire commence effectivement, approximativement neuf heures après l'arrêt à chaud, ce refroidissement étant effectué pendant une durée de l'ordre de six heures jusqu'à un palier à 1800C. Le refroidissement est ensuite effectué jusqu'à la température de 30"C qui correspond sensiblement à la température de l'atmosphère gazeuse dans le bâtiment du réacteur. On atteint alors l'arrêt à froid. Sur la figure 7, on a également représenté en pointillés la température de la surface externe d'une soudure hétérogène du circuit primaire du réacteur nucléaire. L'évolution de la température de la surface externe de la soudure hétérogène est sensiblement la même que l'évolution de la température de l'eau du circuit primaire. Lorsqu'on n'utilise pas de dispositif de maintien en température, la température de la surface externe de la soudure hétérogène parvient à la température d'arrêt à froid de 30"C après une durée de l'ordre de 31 heures suivant l'arrêt à chaud 20. Dans le cas où l'on utilise un dispositif de maintien en température suivant l'invention, par exemple comportant des moyens de chauffage électriques, ce dispositif de maintien est mis en fonctionnement lorsque la température du circuit primaire atteint 70"C (point 21 sur la figure 7). Cette température correspond à l'arrêt de la dernière pompe primaire encore en fonctionnement sur l'une des boucles du circuit primaire et assurant la circulation de l'eau de refroidissement primaire. Comme représenté par la droite en pointillés 22, le dispositif de maintien en température permet de limiter le refroidissement de la surface externe de la soudure, de manière que, lorsqu'on a atteint l'arrêt à froid, la température de cette surface externe se maintienne aux environs de 50"C, comme représenté par la courbe 22. Ce maintien à une température sensiblement supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse remplissant le bâtiment de sécurité du réacteur permet d'éviter ou de limiter la fissuration des zones à structure austénitique de la soudure hétérogène. I1 peut être souhaitable de maintenir la température de la surface externe de la soudure pendant un arrêt à froid du réacteur nucléaire à environ 100 C ou un peu plus, pour éliminer par évaporation des écoulements d'eau éventuels sur la soudure hétérogène. Le procédé suivant l'invention permet donc de limiter les risques de fissuration des soudures hétérogènes d'un circuit primaire de réacteur nucléaire sans effectuer de revêtement de la surface externe de la soudure et sans entraîner de difficultés en ce qui concerne le contrôle des soudures hétérogènes. L'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrits. C'est ainsi que le dispositif de maintien en température utilisé peut comporter tout moyen autre qu'un moyen de chauffage électrique, par exemple tout moyen de chauffage par circulation de fluide dans un tube disposé autour de la soudure. On peut régler la température de maintien à toute valeur souhaitable pourvu que cette température soit supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse entourant le circuit primaire dans le bâtiment du réacteur nucléaire, lors d'un arrêt à froid. L'invention s'applique à tout réacteur nucléaire à eau sous pression dont le circuit primaire comporte des liaisons bimétalliques dans lesquelles peut se produire une certaine fissuration. REVENDICATIONS 1.- Procédé de protection d'une surface externe (4a) en contact avec une atmosphère gazeuse (10), d'une soudure (4) entre un premier élément (2) du circuit primaire d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression en un acier de construction à structure ferritique et un second élément (3) du circuit primaire en un acier ou alliage austénitique, de manière à éviter une fissuration intergranulaire de la surface externe de la soudure (4), en particulier pendant un refroidissement du circuit primaire depuis une température de service jusqu'à la température d'arrêt à froid du réacteur, caractérisé par le fait qu'on maintient de manière permanente la température de la surface externe (4a) de la soudure (4), à une valeur supérieure à la température de l'atmosphère gazeuse (10) en contact avec cette surface externe (4a) de la soudure (4). 2.- Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait qu'on maintient la surface externe (4a) de la soudure (4) à une température supérieure d'au moins 10 C à la température de l'atmosphère gazeuse (10). 3.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait qu'on maintient la surface externe (4a) de la soudure (4) à une température supérieure à 40"C. 4.- Procédé suivant la revendication 3, caractérisé par le fait qu'on maintient la surface externe (4a) de la soudure (4) à une température d'environ 100"C ou supérieure. 5.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait qu'on maintient la température de la surface externe (4a) de la soudure (4) par apport de chaleur à cette surface externe (4a). 6.- Procédé suivant la revendication 5, caractérisé par le fait qu'on réalise l'apport de chaleur par chauffage électrique. 7.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 5 et 6, caractérisé par le fait qu'on réalise l'apport de chaleur, pendant un arrêt à froid du réacteur nucléaire, à partir de l'arrêt d'une dernière pompe primaire de circulation du fluide primaire du réacteur nucléaire. 8.- Procédé suivant la revendication 7, caractérisé par le fait que la température dans le circuit primaire, lors de l'arrêt de la dernière pompe primaire, est voisine de 70"C. 9.- Dispositif de protection d'une surface externe (4a) en contact avec une atmosphère gazeuse (10), d'une soudure (4) entre un premier élément (2) du circuit primaire d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression en un acier de construction à structure ferritique et un second élément (3) du circuit primaire en un acier ou alliage austénitique, de manière à éviter une fissuration intergranulaire de la surface externe (4a) de la soudure (4), en particulier pendant un refroidissement de la soudure depuis une température de service du circuit primaire jusqu'à la température de l'atmosphère gazeuse (10), caractérisé par le fait qu'il comporte un dispositif d'apport de chaleur (17, 18) entourant la surface externe (4a) de la soudure (4). 10.- Dispositif suivant la revendication 9, caractérisé par le fait que le dispositif d'apport de chaleur comporte au moins un élément de chauffage électrique (17') et une source d'énergie électrique (18). 11.- Dispositif suivant la revendication 10, caractérisé par le fait que le dispositif d'apport de chaleur (17) est une couverture chauffante comportant au moins un élément de chauffage électrique (17') placé dans un matériau d'isolation thermique résistant à la chaleur. 12.- Dispositif suivant la revendication 11, caractérisé par le fait que le matériau d'isolation thermique résistant à la chaleur de la couverture chauffante (17) est constitué par l'un des matériaux suivants fibres de verre, fibres de carbone, matière céramique, matière plastique. 13.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 10 à 12, caractérisé par le fait que la puissance de l'élément de chauffage électrique (17') est voisine de 5 kW. 14.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 9 à 13, caractérisé par le fait qu'il comporte un moyen de réglage d'une température de maintien de la surface externe (4a) de la soudure (4). 15.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 9 à 14, caractérisé par le fait qu'il comporte un élément d'apport de chaleur (17, 17') disposé en-dessous d'un élément calorifuge (11) d'isolation thermique d'une partie du circuit primaire du réacteur nucléaire, de manière à pouvoir être démonté avec le calorifuge.