FR2727560A1 - Piece tubulaire de traversee du couvercle de la cuve d'un reacteur nucleaire a manchette thermique amelioree - Google Patents

Piece tubulaire de traversee du couvercle de la cuve d'un reacteur nucleaire a manchette thermique amelioree Download PDF

Info

Publication number
FR2727560A1
FR2727560A1 FR9414078A FR9414078A FR2727560A1 FR 2727560 A1 FR2727560 A1 FR 2727560A1 FR 9414078 A FR9414078 A FR 9414078A FR 9414078 A FR9414078 A FR 9414078A FR 2727560 A1 FR2727560 A1 FR 2727560A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
engagement piece
engagement
plate
tank
tubular
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
FR9414078A
Other languages
English (en)
Other versions
FR2727560B1 (fr
Inventor
Mirco Fabris
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome SA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Framatome SA filed Critical Framatome SA
Priority to FR9414078A priority Critical patent/FR2727560B1/fr
Publication of FR2727560A1 publication Critical patent/FR2727560A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of FR2727560B1 publication Critical patent/FR2727560B1/fr
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/032Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • G21C13/036Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

La pièce tubulaire (2) est un adaptateur de traversée du couvercle (1) de la cuve d'un réacteur nucléaire. La manchette thermique (17) de l'adaptateur comporte une partie inférieure et une partie supérieure reliées par une soudure circulaire (17c). La partie inférieure est équipée d'une pièce d'engagement (21) de forme essentiellement tronconique destinée à faciliter l'introduction des tiges de commande des grappes de contrôle du réacteur. La pièce d'engagement est équipée de moyens (22) pour permettre le passage de l'eau pressurisée entre le plénum supérieur de la cuve (14) et l'alésage interne (18) de ladite pièce tubulaire (2) lorsque ladite pièce d'engagement (21) repose en appui sur une plaque du guide de grappe, suite à la rupture de la soudure (17c).

Description

Pièce tubulaire de traversée du couvercle de
la cuve d'un réacteur nucléaire à manchette
thermique améliorée
L'invention a trait aux réacteurs nucléaires à eau sous pression et concerne plus spécifiquement une pièce tubulaire de traversée du couvercle de la cuve d'un réacteur nucléaire comportant une manchette thermique améliorée.
Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent généralement une cuve renfermant le coeur du réacteur qui est plongé dans l'eau sous pression de refroidissement.
La cuve du réacteur de forme générale cylindrique comporte un couvercle de forme hémisphérique qui peut être rapporté sur sa partie supérieure. L'espace situé sous le couvercle est appelé dôme supérieur de la cuve.
Le couvercle est percé d'ouvertures dans chacune desquelles est fixée par soudure en position verticale, une pièce tubulaire de traversée constituant un adaptateur assurant le passage d'une tige de commande d'une grappe de contrôle de la réactivité du coeur.
La pièce tubulaire de traversée comporte une partie inférieure qui est en saillie en-dessous du couvercle de la cuve.
Sur la partie d'extrémité supérieure de chacun des adaptateurs est fixée une enceinte allongée dite enceinte du mécanisme de grappe, en communication avec le dôme supérieur de la cuve et étanche vers l'extérieur. Un mécanisme actionnant au moyen de bobines électro-magnétiques la montée et la descente des tiges de commande est enfermé à l'intérieur de chaque enceinte.
Les grappes de contrôle, dont l'insertion plus ou moins grande dans le coeur du réacteur permet le contrôle de la réactivité du coeur, sont fixées de manière démontable à l'extrémité inférieure des tiges de commande, le déplacement des grappes de contrôle est ainsi assuré par les mécanismes de commande situés au-dessus du couvercle de cuve.
Les grappes de contrôle sont guidées dans leur mouvement vertical par une structure appelée guide de grappe.
A l'intérieur de chacune des traversées du couvercle de cuve, est fixée, dans une position coaxiale par rapport à la pièce tubulaire de traversée et avec un certain jeu radial, une manchette thermique qui comporte un épanouissement venant reposer sur une portée d'appui élargie diamétralement située à la partie supérieure de l'alésage de la pièce tubulaire de traversée et qui est montée libre en rotation et en translation, avec une course limitée à l'intérieur de la traversée.
Cette manchette comporte à sa partie inférieure une pièce d'engagement, typiquement sous une forme tronconique.
Les tiges de commande des grappes de contrôle de la réactivité du réacteur traversent le couvercle de cuve à l'intérieur des manchettes thermiques qui sont elles-mêmes disposées coaxialement à l'intérieur des adaptateurs des barres de commande ou plus généralement à l'intérieur des pièces tubulaires de traversée du couvercle.
De manière à accroître la fiabilité et la sûreté de fonctionnement des réacteurs nucléaires et pour prolonger la durée de vie de ces réacteurs, les exploitants sont amenés à effectuer des contrôles des différents éléments constituant le réacteur nucléaire.
Les contrôles qui doivent permettre de déceler des défauts situés sur la surface interne de la pièce tubulaire de traversée sont effectués par l'intérieur de l'alésage de la pièce tubulaire et nécessitent en conséquence un démontage de la manchette thermique pour accéder à la surface intérieure de l'alésage de la traversée.
Le démontage consiste à découper la manchette thermique selon une section circulaire par l'intérieur de l'alésage de la manchette thermique et à séparer ainsi la partie inférieure de la manchette qui peut être extraite à l'extérieur de l'adaptateur.
Lorsque les contrôles sont achevés, on procède au remontage de la manchette ; ceci consiste à effectuer une soudure circulaire pour refixer la partie inférieure qui a été extraite dans la phase de démontage sur la partie supérieure qui est restée en place.
Cette soudure peut être réalisée par un procédé automatique à l'intérieur de la manchette thermique.
Le contrôle de la bonne qualité de la soudure est ensuite réalisé, mais il est rendu difficile compte tenu de l'accessibilité réduite de la soudure ainsi constituée, ceci implique de prendre en compte les conséquences d'une éventuelle rupture au niveau de cette soudure lors du fonctionnement du réacteur.
Dans l'hypothèse d'une rupture de la manchette thermique, la partie inférieure se trouve libérée en translation dans l'axe de l'adaptateur. La partie inférieure de la manchette thermique comporte essentiellement une partie tubulaire allongée et une pièce d'engagement typiquement sous une forme tronconique reliée à l'extrémité inférieure de la partie tubulaire.
Sous l'effet de son poids la partie inférieure ainsi libérée descend par coulissement de la partie tubulaire à l'intérieur de l'alésage de l'adaptateur jusqu' à venir s'appuyer sur une plaque de forme générale plane constituant l'extrémité supérieure du guide de grappe et située immédiatement au-dessous. La partie tubulaire étant d'une longueur suffisante, celle-ci reste engagée dans l'alésage de l'adaptateur.
L'appui de la partie inférieure sur la plaque du guide de grappe se fait par l'intermédiaire de la pièce d'engagement en formant un contact continu. Bien qu'il n'y ait pas de risque de fuite vers l'extérieur de la cuve, cette situation est malgré tout susceptible de présenter certains inconvénients.
En effet, pendant le fonctionnement du réacteur la tige de commande se déplace verticalement à l'intérieur de l'enceinte du mécanisme, afin de contrôler la puissance du coeur.
Lorsque la tige de commande se déplace, il y a variation du volume offert au fluide primaire situé au-dessus de l'extrémité supérieure de la tige, à l'intérieur de l'enceinte du mécanisme de grappe et il se produit des mouvements d'eau entre le dôme et l'enceinte du mécanisme.
Dans le cas où la tige descend, la pression diminue en partie haute de l'enceinte du mécanisme et la circulation du fluide primaire s'effectue du dôme supérieur vers la partie haute de l'enceinte du mécanisme en passant en particulier par l'espace annulaire compris entre l'intérieur de la manchette et la tige de commande.
Notamment en cas d'incident sur le réacteur, afin de diminuer rapidement la puissance du coeur, un dispositif de sécurité libère les tiges à l'intérieur des enceintes des mécanismes, de manière à provoquer la chute des grappes sous l'effet de leur propre poids. Le temps de chute des grappes qui est un facteur important pour la sécurité du réacteur est influencé par la pression différentielle existant entre l'extrémité supérieure de la tige de commande et sa partie inférieure où se situe la grappe de contrôle.
Dans la configuration actuelle du réacteur et dans l'hypothèse d'une rupture de la manchette thermique, le fait que le bord de la partie tronconique et la plaque se trouvent en contact continu, est donc susceptible de limiter la circulation du fluide primaire et par conséquent d'affecter le mouvement de la tige de commande et de sa grappe associée.
Il est donc nécessaire de rétablir l'écoulement du fluide primaire dans l'espace annulaire compris entre l'intérieur de la manchette et la tige de commande à un niveau suffisant, afin de ne pas gêner le mouvement vertical des tiges de commande des grappes de contrôle et plus particulièrement de ne pas augmenter le temps de chute des grappes à une valeur qui ne serait pas admissible pour des raisons de sécurité.
Le but de 1 invention est donc de proposer une pièce tubulaire de traversée du couvercle de la cuve d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée apte à être engagée et fixée dans une ouverture traversant le couvercle du la cuve et à être disposée au-dessus d'une plaque d'un guide de grappe de contrôle, et comportant dans une disposition coaxiale à l'intérieur de son alésage interne une manchette thermique dont l'extrémité inférieure est équipée d'une pièce d'engagement de forme essentiellement tronconique évasée vers le bas, la manchette thermique étant conçue de manière à pallier les inconvénients précités.
Dans ce but, ladite pièce d'engagement comprend en outre des moyens pour permettre le passage de l'eau pressurisée entre le dôme supérieur de la cuve et l'intérieur de l'alésage interne de ladite pièce tubulaire, ménagés au niveau des flancs de la pièce d'engagement lorsque ladite pièce repose en appui sur la plaque du guide de grappe.
Selon une première variante, les moyens pour permettre le passage de l'eau sont constitués par des trous ménagés dans les flancs de la pièce d'engagement afin de créer une communication entre le dôme supérieur de la cuve et l'alésage interne de la pièce tubulaire.
Selon une deuxième variante, les moyens pour permettre le passage de l'eau sont constituées par des échancrures ménagées dans le bord inférieur de la pièce d'engagement de manière à délimiter avec la plaque du guide de grappe, lorsque ladite pièce d'engagement repose sur ladite plaque, des fenêtres permettant le passage de l'eau sous pression entre le dôme supérieur de la cuve et l'alésage interne de la pièce tubulaire.
Selon une troisième variante, les moyens pour permettre le passage de l'eau sont constituées par l'adjonction de pattes métalliques fixées sur les flancs de la pièce d'engagement, lesdites pattes présentant une partie en saillie en dessous du bord inférieur de la pièce d'engagement, constituant des pieds, afin que la pièce d'engagement puisse reposer sur la plaque du guide de grappe par l'intermédiaire desdits pieds en ménageant ainsi un espace entre le bord de la pièce d'engagement et la plaque.
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, un mode de réalisation d'une pièce tubulaire de traversée d'un couvercle de cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression suivant l'invention.
La figure 1 est une vue en coupe de l'ensemble de la partie supérieure de la cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression dans laquelle se situe la pièce tubulaire, objet de la présente invention.
La figure 2 est une vue en coupe par un plan vertical de symétrie, d'une pièce tubulaire de traversée d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, suivant l'invention.
La figure 3 est une vue en coupe de détail de la pièce d'engagement représentant le mode de réalisation préféré de l'invention.
La figure 3a est une vue de détail en coupe selon un plan AA de la figure 3.
La figure 4 est une vue en coupe de détail de la pièce d'engagement représentant un deuxième mode de réalisation de l'invention.
La figure 5 est une vue en coupe de détail de la pièce d'engagement représentant un troisième mode de réalisation de l'invention.
Sur la figure 1, est représentée une partie d'un couvercle l d'une cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression sur lequel sont représentées deux pièces tubulaires 2 et 2' constituant chacune un adaptateur de traversée de couvercle 1 d'une cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, lequel comporte en général plusieurs dizaines de pièces tubulaires identiques.
Chaque pièce tubulaire 2 est reliée en partie supérieure à une enceinte 3 fermée de forme allongée dite enceinte du mécanisme de commande d'une grappe de contrôle 4, ladite enceinte 3 est fixée au moyen d'une liaison vissée sur la pièce tubulaire 2. Cette enceinte dans laquelle circule l'eau sous pression, est en communication avec l'intérieur de la cuve et étanche vers l'extérieur. Sur cette enceinte 3 sont installées des bobines électromagnétiques 5 pour la commande de la grappe de contrôle 4.
La grappe de contrôle 4 est constituée d'un faisceau de crayons allongés 6, contenant un matériau absorbant les neutrons suspendus à une araignée 7 dont le pommeau est fixé à une tige de commande 8.
La tige de commande passe à l'intérieur de la pièce tubulaire 2 de traversée du couvercle 1 de la cuve, pénètre dans l'enceinte 3 du mécanisme de commande. Le mouvement vertical ascendant ou descendant de la tige 8 par l'intermédiaire des bobines électromagnétiques 5 et d'un dispositif de commande (non représenté), permet la montée ou la descente de la grappe de contrôle 4 et par conséquent le contrôle du réacteur.
Afin de guider la grappe de contrôle 4, un dispositif de guidage est installé à l'intérieur du réacteur.
Le guide de grappe dont seule la partie supérieure apparaît sur cette figure, est composé principalement de cartes de guidage 10 dans lesquelles coulissent les crayons 6 de la grappe de contrôle 4 et d'un capotage il pour le supportage des cartes de guidage 10 et la protection des crayons 6.
Le capotage il forme une enceinte cylindrique fermée à sa partie supérieure par une plaque 12 de forme générale plane, possédant un trou central à jeu limité pour le passage de la tige de commande 8.
Le capotage Il repose sur une plaque 13 dite plaque support des guides de grappe.
Le volume situé, sous le couvercle de cuve et délimité par la plaque support des guides de grappe 13 est appelé dôme supérieur 14 de la cuve, il est rempli par l'eau sous pression lorsque le réacteur est en fonctionnement.
On va maintenant décrire plus en détail en se référant à la figure 2, la partie du couvercle 1 de la cuve du réacteur nucléaire à eau sous pression qui est traversée par une ouverture 15 à l'intérieur de laquelle est fixée la pièce tubulaire 2 constituant l'adaptateur permettant le passage de la tige de commande 8 assurant le déplacement de la grappe de contrôle à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire.
L'adaptateur 2 de forme tubulaire comporte une partie courante 2a dont le diamètre correspond au diamètre de l'ouverture 15 et qui est frettée dans le couvercle et fixée par un cordon de soudure annulaire 16 sur la face interne inférieure du couvercle 1.
L'adaptateur 2 comporte de plus une partie supérieure élargie 2b située à l'extérieur et au-dessus du couvercle du cuve 1.
La partie courante 2a de l'adaptateur 2 est fixée dans l'ouverture traversante 15 du couvercle de manière que sa partie inférieure 2c se trouve en saillie par rapport à la surface inférieure interne du couvercle 1.
Une manchette thermique 17 de forme tubulaire est disposée coaxialement à l'intérieur de l'alésage interne 18 de l'adaptateur 2.
La manchette thermique 17 comporte une partie supérieure 17a élargie diamétralement constituant un épanouissement venant reposer sur une surface d'appui 18a de forme tronconique constituant la partie supérieure de l'alésage interne 18 de l'adaptateur tubulaire 2.
La manchette thermique 17 comporte dans sa partie courante 17b une soudure circulaire 17c lorsque celle-ci a été démontée puis remontée afin de procéder à l'inspection de la pièce tubulaire 2.
La manchette 17 comporte de plus sur sa surface externe deux rangées de trois plots 19 en saillie radiale vers l'extérieur, disposés à 1200 les uns des autres autour de l'axe de la manchette 17 et venant en appui contre la surface intérieure de l'alésage interne 18 de l'adaptateur 2, lorsque la manchette 17 est montée à l'intérieure de l'adaptateur.
Par ce montage, la manchette reste libre en rotation et mobile en translation de manière limitée à l'intérieur de l'adaptateur 2.
La manchette 17 présente un diamètre externe sensiblement inférieur au diamètre intérieur de l'alésage 18, de sorte qu'il subsiste un espace annulaire 20 de largeur constante entre la surface externe de la manchette 17 maintenue dans une disposition parfaitement coaxiale par rapport à l'alésage 18 par les plots 19 et la surface interne de l'alésage 18.
La partie supérieure élargie diamétralement de l'adaptateur 3 comporte sur sa surface externe un filetage 2d.
L'enceinte 3 du mécanisme de commande de l'adaptateur 2 à l'intérieur de laquelle se déplace la tige de commande la grappe de contrôle est fixé sur la partie supérieure de l'adaptateur 2 par vissage sur la partie filetée 2d. La fixation du mécanisme de commande est complétée par un cordon de soudure d'étanchéité assurant la jonction entre le mécanisme et l'adaptateur.
La manchette thermique possède dans sa partie tubulaire un tronçon inférieur 17d dont une partie se situe hors de la pièce tubulaire 2.
A l'extrémité inférieure de la manchette thermique est installée une pièce d'engagement 21 permettant lors de la pose du couvercle 1 de la cuve du réacteur, le centrage et l'introduction des extrémités supérieures des tiges de commande 8 disposées verticalement dans le réacteur au-dessus des grappes de contrôle.
La pièce d'engagement 21 de forme essentiellement tronconique est ainsi constituée de manière à faciliter l'engagement des extrémités des tiges de commande 8 par le côté de sa plus grande section transversale.
La pièce d'engagement 21 est raccordée par soudage ou par tout autre moyen mécanique du côté de sa plus petite section sur la partie tubulaire de la manchette thermique 17.
Conformément à l'invention la pièce d'engagement 21 est équipée de pattes 22 soudées sur ses flancs.
Ainsi qu'il est visible sur les figures 3 et 3a, la patte 22 présente une forme générale allongée, elle est soudée par deux cordons de soudure 23 sur la pièce d'engagement 21 selon deux génératrices de la forme tronconique, la partie 22a située dans la zone de soudage est rectiligne. Une partie 22b de la patte vient en saillie au-dessous du bord de la pièce d'engagement, la partie 22b est également rectiligne, elle est alignée avec la partie 22a ou présente avec la partie 22a une forme angulaire. La section de la patte 22 est de forme générale rectangulaire.
L'extrémité inférieure de la patte présente une forme arrondie dans sa zone d'appui, sur la plaque 12. L'installation de trois pattes 22 sur la pièce d'engagement 21 est la plus appropriée pour réaliser l'invention, elle permet un appui suffisant tout en limitant le nombre de pattes 22.
La figure 4 représente une pièce d'engagement 21 selon une variante de l'invention.
Des trous 24 sont ménagés dans les flancs de la pièce d'engagement.
La figure 5, représente une pièce d'engagement selon une autre variante de l'invention. Des échancrures 25 sont ménagées dans le bord inférieur de la pièce d'engagement. Ces échancrures délimitent avec la plaque 12 des fenêtres 26 lorsque la pièce d'engagement vient en appui sur la plaque du guide de grappe 12, les échancrures peuvent être obtenues par découpe dans la pièce d'engagement 21 ou être obtenues par soudage de pattes dans le prolongement de la surface tronconique.
L'invention ne se limite pas au mode réalisation qui a été décrit. C'est ainsi que les pattes peuvent avoir une forme différente de celle décrite. Leur fixation peut être réalisée par tout moyen approprié tel que des vis par exemple.
Enfin l'invention s'applique à toute pièce tubulaire de traversée d'un couvercle de cuve comportant une manchette thermique.

Claims (4)

Revendications
1. - Pièce tubulaire (2) de traversée du couvercle (1) de la cuve d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée, apte à être engagée et fixée dans une ouverture (15) traversant le couvercle (1) de la cuve et à être disposée au-dessus d'une plaque (12) d'un guide de grappe de contrôle (9), et comportant dans une disposition coaxiale à l'intérieur de son alésage interne (18) une manchette thermique dont l'extrémité inférieure est équipée d'une pièce d'engagement (21) de forme essentiellement tronconique évasée vers le bas, caractérisée en ce que ladite pièce d'engagement (21) comprend en outre des moyens pour permettre le passage de l'eau pressurisée entre le dôme supérieur de la cuve (14) et l'intérieur de l'alésage interne de ladite pièce tubulaire, ménagés au niveau des flancs de la pièce d'engagement lorsque ladite pièce repose en appui sur la plaque (12) du guide de grappe.
2. - Pièce tubulaire selon la revendication 1 caractérisée en ce que le moyens pour permettre le passage de l'eau sont constitués par des trous (24) ménagés dans les flancs de la pièce d'engagement (21).
3. - Pièce tubulaire selon la revendication 1 caractérisée en ce que les moyens pour permettre le passage de l'eau sont constitués par des échancrures (25) ménagées dans le bord inférieur de la pièce d'engagement (21) de manière à délimiter avec la plaque (12) du guide de grappe, des fenêtres (26), lorsque ladite pièce d'engagement repose sur ladite plaque.
4. - Pièce tubulaire selon la revendication 1 caractérisée en ce que les moyens pour permettre le passage de l'eau sont constitués par adjonction de pattes métalliques (22) fixées sur les flancs de la pièce d'engagement (21), lesdites pattes présentant une partie en saillie en dessous du bord inférieur de la pièce d'engagement, constituant des pieds, afin que la pièce d'engagement puisse reposer sur la plaque (12) du guide de grappe par l'intermédiaire desdits pieds.
FR9414078A 1994-11-24 1994-11-24 Piece tubulaire de traversee du couvercle de la cuve d'un reacteur nucleaire a manchette thermique amelioree Expired - Fee Related FR2727560B1 (fr)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9414078A FR2727560B1 (fr) 1994-11-24 1994-11-24 Piece tubulaire de traversee du couvercle de la cuve d'un reacteur nucleaire a manchette thermique amelioree

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9414078A FR2727560B1 (fr) 1994-11-24 1994-11-24 Piece tubulaire de traversee du couvercle de la cuve d'un reacteur nucleaire a manchette thermique amelioree

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2727560A1 true FR2727560A1 (fr) 1996-05-31
FR2727560B1 FR2727560B1 (fr) 1997-01-03

Family

ID=9469106

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR9414078A Expired - Fee Related FR2727560B1 (fr) 1994-11-24 1994-11-24 Piece tubulaire de traversee du couvercle de la cuve d'un reacteur nucleaire a manchette thermique amelioree

Country Status (1)

Country Link
FR (1) FR2727560B1 (fr)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016160258A1 (fr) * 2015-03-30 2016-10-06 Rosemount Inc. Liaison capillaire au moyen d'une pénétration de paroi
US10386001B2 (en) 2015-03-30 2019-08-20 Rosemount Inc. Multiple field device flange
WO2019193088A1 (fr) * 2018-04-05 2019-10-10 Framatome Réacteur nucléaire et procédé de maintenance correspondant
WO2021066831A1 (fr) * 2019-10-03 2021-04-08 Framatome Inc. Tête de réacteur nucléaire, réacteur nucléaire comprenant une telle tête de réacteur nucléaire et procédé de maintien d'un réacteur nucléaire
CN114365235A (zh) * 2019-02-25 2022-04-15 西屋电气有限责任公司 用于热套管的防旋转布置

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0252788A1 (fr) * 1986-06-27 1988-01-13 Framatome Dispositif d'entrainement de barre de commande de réacteur nucléaire, à clapet mobile
EP0329536A1 (fr) * 1988-02-11 1989-08-23 Framatome Equipements internes supérieurs de réacteur nucléaire muni d'un dispositif de séparation des débits
EP0477097A1 (fr) * 1990-09-20 1992-03-25 Framatome Dispositif de guidage de grappe de contrôle de réacteur nucléaire

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0252788A1 (fr) * 1986-06-27 1988-01-13 Framatome Dispositif d'entrainement de barre de commande de réacteur nucléaire, à clapet mobile
EP0329536A1 (fr) * 1988-02-11 1989-08-23 Framatome Equipements internes supérieurs de réacteur nucléaire muni d'un dispositif de séparation des débits
EP0477097A1 (fr) * 1990-09-20 1992-03-25 Framatome Dispositif de guidage de grappe de contrôle de réacteur nucléaire

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016160258A1 (fr) * 2015-03-30 2016-10-06 Rosemount Inc. Liaison capillaire au moyen d'une pénétration de paroi
CN106017784A (zh) * 2015-03-30 2016-10-12 罗斯蒙特公司 穿过墙壁穿孔的毛细管连接装置
US9899108B2 (en) 2015-03-30 2018-02-20 Rosemount Inc. Capillary connection through wall penetration
US10386001B2 (en) 2015-03-30 2019-08-20 Rosemount Inc. Multiple field device flange
WO2019193088A1 (fr) * 2018-04-05 2019-10-10 Framatome Réacteur nucléaire et procédé de maintenance correspondant
FR3079960A1 (fr) * 2018-04-05 2019-10-11 Framatome Reacteur nucleaire et procede de maintenance correspondant
CN111919265A (zh) * 2018-04-05 2020-11-10 法马通公司 核反应堆以及对应的维护方法
JP2021520491A (ja) * 2018-04-05 2021-08-19 フラマトムFramatome 原子炉およびそれに対応した保守方法
US11557402B2 (en) 2018-04-05 2023-01-17 Framatome Nuclear reactor, guide tube support, and corresponding maintenance method
CN114365235A (zh) * 2019-02-25 2022-04-15 西屋电气有限责任公司 用于热套管的防旋转布置
WO2021066831A1 (fr) * 2019-10-03 2021-04-08 Framatome Inc. Tête de réacteur nucléaire, réacteur nucléaire comprenant une telle tête de réacteur nucléaire et procédé de maintien d'un réacteur nucléaire
JP2022552810A (ja) * 2019-10-03 2022-12-20 フラマトム インコーポレイテッド 原子炉ヘッド、このような原子炉ヘッドを含む原子炉および原子炉のメンテナンス方法

Also Published As

Publication number Publication date
FR2727560B1 (fr) 1997-01-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0360629B1 (fr) Dispositif d'instrumentation du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et procédé et dispositif d'extraction et de mise en place de ce dispositif d'instrumentation
EP0039288B1 (fr) Dispositif de cloisonnement du coeur d'un réacteur nucléaire par des éléments amovibles
EP0036821A1 (fr) Tubes-guides pour assemblages combustibles de réacteurs nucléaires à eau légère
FR2727560A1 (fr) Piece tubulaire de traversee du couvercle de la cuve d'un reacteur nucleaire a manchette thermique amelioree
EP0272944B1 (fr) Conduit de support et de positionnement de dispositifs de mesure dans le coeur d'un réacteur nucléaire
BE897818A (fr) Procede pour reconstituer un assemblage combustible de reacteur nucleaire et assemblage combustible de reacteur nuleaire reconstitue a l'aide de ce procede
FR2848717A1 (fr) Procede et dispositif de manutention d'un tube-guide des equipements internes superieurs d'un reacteur nucleaire
EP0108691A1 (fr) Bouchon-couvercle du coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides
FR2588116A1 (fr) Dispositif de verrouillage d'une bague de guidage sur une plaque comportant une ouverture et son application a un tube guide de reacteur nucleaire
EP0451015B1 (fr) Plancher amovible pour intervention à l'intérieur d'une enveloppe telle qu'un pressuriseur de réacteur nucléaire à eau sous pression
EP1006533A1 (fr) Cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant un dispositif de tranquillisation de la circulation d'eau de refroidissement en fond de cuve
EP3776595A1 (fr) Réacteur nucléaire et procédé de maintenance correspondant
EP3479383B1 (fr) Réacteur nucléaire, procédés de montage et de remplacement de conduits de thermocouples, ensemble pour la mise en oeuvre des procédés
FR2689297A1 (fr) Procédé de démontage et de remplacement d'une manchette thermique d'une traversée d'un couvercle de cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et manchette thermique démontable de remplacement.
EP0616336A1 (fr) Procédé et dispositif de remplacement d'un adaptateur de traversée du couvercle de la cuve d'un réacteur nucléaire
EP0349379B1 (fr) Grappe de réglage à crayons démontables pour assemblage combustible nucléaire
EP0118355A1 (fr) Assemblage combustible pour un réacteur nucléaire
FR2591018A1 (fr) Guide de grappe a dispositif de centrage et de positionnement antivibratoire pour reacteur nucleaire
FR2673032A1 (fr) Procede et dispositif de remplacement d'une broche de centrage d'un assemblage combustible fixee sur la plaque superieure de cóoeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression.
EP0026142B1 (fr) Dispositif d'accouplement et de désaccouplement à distance de deux éléments de grande longueur disposés coaxialement et bout à bout
EP0360658B1 (fr) Assemblage combustible démontable pour un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau légère
FR2859308A1 (fr) Dispositif de deplacement d'une barre de commande d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede de montage du dispositif sur un couvercle de cuve
FR2673031A1 (fr) Procede et dispositif de remplacement d'une broche de centrage d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire a eau sous pression.
FR2517867A1 (fr) Dispositif de fixation d'un assemblage combustible sur la plaque inferieure de support du coeur, dans un reacteur nucleaire
FR2915020A1 (fr) Dispositif et procede de connexion automatique et a distance des conduits de guidage d'un thermocouple des equipements internes superieurs d'un reacteur nucleaire

Legal Events

Date Code Title Description
CA Change of address
CD Change of name or company name
TP Transmission of property
ST Notification of lapse

Effective date: 20130731