WO2013093382A1 - Procede de traitement d'un tube de générateur de vapeur - Google Patents

Procede de traitement d'un tube de générateur de vapeur Download PDF

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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention belongs to the field of primary circuit treatment processes of a nuclear reactor using water as coolant.
  • the invention more particularly relates to a method of treatment for limiting the effects of corrosion of a steam generator tube.
  • the water forming the coolant of a nuclear reactor circulates in a closed circuit (called the primary circuit) which passes through the reactor core and a steam generator.
  • the primary circuit water recovers the heat produced by nuclear fission reactions of the nuclear fuel. It is then generally at a temperature between 286 ° C and 330 ° C.
  • the primary circuit water leaves the reactor vessel and enters the steam generator tubes. In these tubes, it exchanges its heat with the water of the secondary circuit to generate steam which drives the turboalternator group intended to produce electricity.
  • the high temperature and pressure conditions of the primary circuit cause the generalized corrosion of the alloy constituting the steam generating tube.
  • This alloy generally containing a percentage by weight of nickel of between 60% and 75 ⁇ 6, its corrosion results in the rejection of the nickel element in the water of the primary circuit by dissolving a portion of the corrosion products.
  • the nickel When the water of the primary circuit then circulates in the reactor core, the nickel is irradiated and produces radioactive cobalt 58 ( 58 Co) which can in turn contaminate the entire primary circuit, including the steam generator, by incorporation cobalt in the layer of corrosion products.
  • the nuclear reactor operator Before carrying out periodic maintenance operations on the primary circuit and the steam generator, the nuclear reactor operator must ensure that the radioactivity has sufficiently decreased, which can result in a loss of time and therefore significant operating revenue.
  • One of the aims of the invention is therefore to avoid or mitigate the disadvantages described above, by proposing a treatment method making it possible to limit at source the discharge into the primary circuit of nickel resulting from the corrosion of the steam generator tube, to limit the contamination that ensues by the cobalt 58.
  • the present invention thus relates to a method for treating the internal surface of the steam generator tube of a water-cooled nuclear reactor, the method comprising the following successive steps:
  • the amount of nickel that is fixed is for example all or part of that rejected during the operating life of the reactor.
  • the treatment method of the invention advantageously exploits the fact that magnetite contains iron under the two degrees of oxidation Fe (II) and Fe (III). This feature allows it to associate with the elements nickel, iron, chromium and possibly cobalt (resulting from the irradiation of nickel before the implementation of the treatment method of the invention) contained in the alloy of the tube generator of steam, so as to form on the inner surface of this tube a layer of a protective oxide structure spinel type, for example of the following simplified general formula:
  • the introduction of magnetite when the water temperature of the primary circuit is 80 ° C to 180 ° C is an essential point for the success of this treatment.
  • the water of the primary circuit constitutes a reducing medium thanks to the usual addition by the hydrogen operator in a concentration of 25 ml / kg to 50 ml / kg (at 0 ° C., 1 bar).
  • the magnetite has the particularity of being more soluble at a temperature of 80 ° C. to 180 ° C. than at the nominal operating temperature of the reactor, namely typically a temperature of between 286 ° C. and 330 ° C. vs.
  • the lower limit temperature of 80 ° C is necessary to avoid the formation of ferrous hydroxide Fe (OH) 2.
  • the upper limit temperature of 180 ° C. (or even 120 ° C.) is a limit temperature preceding the rise in temperature of the reactor in nominal operation.
  • the magnetite is therefore generally introduced into the water of the primary circuit when the nuclear reactor is stopped, typically in one of the operating domains of the nuclear reactor which precedes the divergence domain, in particular the domain of the sources or the counting domain, or preferably the area between the commissioning of the primary pumps and the divergence domain.
  • Magnetite then dissolves in whole or in part in the water of the primary circuit. After circulation in the primary circuit, the magnetite contained in the water thus treated can then be brought into aqueous contact with the inner surface of the steam generating tube to form the protective oxide layer therein.
  • a verb such as “to understand”, “to include”, “to incorporate”, “to include” and its conjugate forms are open terms and thus do not exclude the presence of element (s) and / or stage (s) additional to the element (s) and / or initial step (s) set forth after these terms.
  • these open terms also include a particular embodiment in which only the element (s) and / or initial stage (s), to the exclusion of all others, are targeted; in which case the term open also refers to the closed term “consist of", “constitute of” and its conjugated forms.
  • the treatment method of the invention applies to the steam generator of a water-cooled nuclear reactor, for example of the pressurized water reactor (PWR) type.
  • PWR pressurized water reactor
  • the magnetite can be introduced into the water of the primary circuit of this reactor via a metering pump, at the output of the chemical and volumetric control circuit (circuit called “RCV” according to the terminology of the French nuclear operator, as described in FIG. document “Water pressure reactors, Rlauts Durand-Smet, Engineering Techniques, reference B 3 100" in which the metering pump is also called RCV charge pump), or via a primary circuit filter at the output of the RCV circuit , and generally in any part of the primary circuit where the temperature is between 80 ° C and 180 ° C during the restart phase of the nuclear reactor. It is for example introduced in powder form to promote its dissolution.
  • the quantity of magnetite intentionally introduced into the water of the primary circuit is such as to form in situ a layer of a protective oxide for fixing all or part of the nickel likely to be rejected in the primary circuit by the tube steam generator, for example during the operating time of the reactor.
  • the treatment method of the invention is thus a preventive treatment.
  • the amount of magnetite introduced depends on the proportion of nickel likely to be rejected in the primary circuit that is desired to fix.
  • the treatment method of the invention thus makes it possible to fix all or part of this nickel, for example during the operating time of the reactor, preferably at least 80% of the quantity of nickel likely to be rejected.
  • a magnetite quantity lower than that making it possible to fix all the nickel can therefore be envisaged.
  • an amount of magnetite greater than that making it possible to fix all the nickel is also suitable, as long as the excess magnetite which has not formed the protective oxide at the end of the treatment process of the invention does not appear. to the operator as generating a disturbance in the operation of the reactor.
  • the nickel content in the water of the primary circuit can be measured over the same operating period, at the same time. for example a technique such as a chemical or potentiometric dosage.
  • the value of the quantity of nickel likely to be discharged is calculated by comparing, at the end of the operating time of the reactor, the height of the peak of radioactivity observed during the shutdown of the reactor. with the ratio of nickel corresponding to the ratio between the nickel concentration and the total radioactivity carried by the water of the primary circuit.
  • the ratios by chemical element are values known to those skilled in the art and declared by the operator to the nuclear safety authority.
  • the operating time separating two shutdowns of the reactor is generally from 12 months to 24 months, preferably 18 months.
  • the steam generator tube is typically made of an alloy comprising at least 60% by weight of nickel (for example family of alloys A600 and A690), preferably from 60% to 75%: it is for example an alloy of standardized composition chosen from alloy A600 (standard 2.4642 (chemical designation NiCr 2 9Fe), UNS standard N06690) or A690 (standard 2.4816 (chemical designation NiCrl5Fe), UNS standard N06600).
  • the amounts of nickel or magnetite are expressed in number of moles, unless otherwise indicated. It follows from these parameters that the amount of nickel discharged following the corrosion of the steam generator tube is then generally at least 10 mol, preferably 20 mol to 50 mol, respectively.
  • the molar quantity of magnetite introduced into the water of the primary circuit is determined by considering that it corresponds to at least twice the quantity in moles of nickel likely to be rejected. It is thus generally at least 20 mol (or 4.6 kg of magnetite), preferably 40 mol (or 9.2 kg of magnetite) to 100 mol (23 kg of magnetite) respectively.
  • the molar quantity of magnetite introduced into the water of the primary circuit is preferably two to three times the quantity in moles of nickel that may be rejected, ie a mass of 8 kg to 12 kg of magnetite per 1 kg of nickel.

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Abstract

Procédé de traitement de la surface interne du tube de générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire refroidi par eau, le procédé comprenant les étapes successives suivantes : a) lorsque l'eau du circuit primaire du réacteur présente une température de 80 °C à 180 °C, on y introduit de la magnétite (Fe304) afin d'obtenir une eau traitée; et b) on fait circuler l'eau traitée de façon à la mettre en contact avec la surface interne du tube de générateur de vapeur sur laquelle elle forme une couche d'un oxyde protecteur permettant de fixer tout ou partie de la quantité de nickel susceptible d'être rejetée dans le circuit primaire par l'alliage constitutif du tube de générateur de vapeur. Le procédé de traitement de l ' invention permet de limiter le rejet de nickel dans le circuit primaire et la contamination par le cobalt 58 qui s'ensuit.

Description

PROCEDE DE TRAITEMENT D'UN TUBE DE GÉNÉRATEUR DE VAPEUR.
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE
La présente invention appartient au domaine des procédés de traitement du circuit primaire d'un réacteur nucléaire utilisant l'eau comme caloporteur.
L' invention concerne plus particulièrement un procédé de traitement visant à limiter les effets de la corrosion d'un tube de générateur de vapeur.
ARRIERE-PLAN TECHNIQUE
L'eau constituant le caloporteur d'un réacteur nucléaire circule au sein d'un circuit fermé (appelé circuit primaire) qui traverse le cœur du réacteur et un générateur de vapeur.
Dans la cuve du réacteur en fonctionnement, l'eau du circuit primaire récupère la chaleur produite par les réactions nucléaires de fission du combustible nucléaire. Elle est alors généralement à une température comprise entre 286 °C et 330 °C.
A l'aide de pompes primaires, l'eau du circuit primaire quitte la cuve du réacteur et pénètre dans les tubes du générateur de vapeur. Dans ces tubes, elle échange sa chaleur avec l'eau du circuit secondaire afin de générer de la vapeur qui entraîne le groupe turboalternateur destiné à produire de l'électricité. Les conditions élevées de température et de pression du circuit primaire provoquent la corrosion généralisée de l'alliage constituant le tube générateur de vapeur.
Cet alliage contenant généralement un pourcentage en poids de nickel compris entre 60 % et 75 ~6 , sa corrosion aboutit au rejet de l'élément nickel dans l'eau du circuit primaire par dissolution d'une partie des produits de corrosion .
Lorsque l'eau du circuit primaire circule ensuite dans le cœur du réacteur, le nickel est irradié et produit du cobalt 58 (58Co) radioactif qui peut à son tour contaminer l'ensemble du circuit primaire, dont le générateur de vapeur, par incorporation du cobalt dans la couche des produits de corrosion.
Or, avant d'effectuer les interventions de maintenance périodique sur le circuit primaire et le générateur de vapeur, l'exploitant du réacteur nucléaire doit veiller à ce que la radioactivité ait suffisamment diminué, ce qui peut se traduire par une perte de temps et donc de revenus d'exploitation importante.
Il convient donc de limiter la quantité de cobalt 58 au sein du circuit primaire, en évitant au mieux de rejeter du nickel par corrosion de l'alliage constitutif du tube de générateur de vapeur.
EXPOSE DE L' INVENTION
Un des buts de l'invention est donc d'éviter ou d'atténuer les inconvénients décrits ci-dessus, en proposant un procédé de traitement permettant de limiter à la source le rejet, dans le circuit primaire, de nickel issu de la corrosion du tube de générateur de vapeur, afin de limiter la contamination qui s'ensuit par le cobalt 58. La présente invention concerne ainsi un procédé de traitement de la surface interne du tube de générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire refroidi par eau, le procédé comprenant les étapes successives suivantes :
a) lorsque l'eau du circuit primaire du réacteur présente une température de 80 °C à 180 °C, on y introduit de la magnétite (Fe304) afin d'obtenir une eau traitée ; et b) on fait circuler l'eau traitée de façon à la mettre en contact avec la surface interne du tube de générateur de vapeur sur laquelle elle forme une couche d'un oxyde protecteur permettant de fixer tout ou partie de la quantité de nickel susceptible d'être rejetée dans le circuit primaire par l'alliage constitutif du tube de générateur de vapeur .
La quantité de nickel qui est fixée est par exemple tout ou partie de celle rejetée pendant la durée de fonctionnement du réacteur. Le procédé de traitement de l'invention exploite avantageusement le fait que la magnétite contienne le fer sous les deux degrés d'oxydation Fe(II) et Fe(III). Cette particularité lui permet de s'associer avec les éléments nickel, fer, chrome et éventuellement cobalt (issu de l'irradiation du nickel avant la mise en œuvre du procédé de traitement de l'invention) contenus dans l'alliage du tube générateur de vapeur, afin de former sur la surface interne de ce tube une couche d'un oxyde protecteur de structure de type spinelle, par exemple de formule générale simplifiée suivante :
(Ni , Fe1 Co1 (Fe1 CrIII)204 Cet oxyde relativement insoluble constitue une barrière qui limite voire évite le rejet de nickel dans l'eau du circuit primaire, et donc la formation ultérieure de cobalt 58 après irradiation de ce nickel.
L' introduction de la magnétite lorsque la température de l'eau du circuit primaire est de 80 °C à 180 °C (éventuellement de 80 °C à 120 °C) est un point essentiel à la réussite de ce traitement. En effet, l'eau du circuit primaire constitue un milieu réducteur grâce à l'ajout usuel par l'opérateur d'hydrogène selon une concentration de 25 mL/kg à 50 mL/kg (à 0 °C, 1 bar) . Dans un tel milieu, la magnétite a la particularité d'être plus soluble à une température de 80 °C à 180 °C qu'à la température de fonctionnement nominal du réacteur, à savoir typiquement une température comprise entre 286 °C et 330 °C.
Ainsi, la température limite inférieure de 80 °C est nécessaire pour éviter la formation d'hydroxyde ferreux Fe(OH)2. La température limite supérieure de 180 °C (voire 120 °C) est une température limite précédant la montée en température du réacteur en fonctionnement nominal.
En pratique, la magnétite est donc généralement introduite dans l'eau du circuit primaire lorsque le réacteur nucléaire est à l'arrêt, typiquement dans un des domaines de fonctionnement du réacteur nucléaire qui précède le domaine de divergence, en particulier le domaine des sources ou le domaine de comptage, ou préférentiellement le domaine compris entre la mise en service des pompes primaires et le domaine de divergence. Ces domaines de fonctionnement sont notamment décrits dans « Dictionnaire des sciences et techniques nucléaires, Bernard Bigot, ISBN 978-2-916097-08-4, 4e édition, page 157 ».
La magnétite se dissout alors en tout ou partie dans l'eau du circuit primaire. Après circulation dans le circuit primaire, la magnétite contenue dans l'eau ainsi traitée peut alors être mise en contact par voie aqueuse avec la surface interne du tube générateur de vapeur afin d' y former la couche d'oxyde protecteur.
EXPOSE DETAILLE DE L' INVENTION
Dans la présente description, un verbe tel que « comprendre », « comporter », « incorporer », « inclure » et ses formes conjuguées sont des termes ouverts et n'excluent donc pas la présence d'élément (s) et/ou étape (s) additionnels s' ajoutant aux élément (s) et/ou étape (s) initiaux énoncés après ces termes. Toutefois, ces termes ouverts visent en outre un mode de réalisation particulier dans lequel seul (s) le (s) élément (s) et/ou étape (s) initiaux, à l'exclusion de tout autre, sont visés ; auquel cas le terme ouvert vise en outre le terme fermé « consister en », « constituer de » et ses formes conjuguées.
Le procédé de traitement de l'invention s'applique au générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire refroidi par eau, par exemple de type réacteur à eau pressurisée (REP) .
La magnétite peut être introduite dans l'eau du circuit primaire de ce réacteur via une pompe doseuse, en sortie du circuit de contrôle chimique et volumétrique (circuit dit « RCV » selon la terminologie de l'exploitant nucléaire français, tel que décrit dans le document « Réacteurs à eau sous pression, Régis Durand-Smet, Techniques de l'ingénieur, référence B 3 100 » dans lequel la pompe doseuse est également appelée pompe de charge RCV) , ou via un filtre du circuit primaire en sortie du circuit RCV, et de façon générale dans toute partie du circuit primaire où la température est comprise entre 80 °C et 180 °C pendant la phase de redémarrage du réacteur nucléaire . Elle est par exemple introduite sous forme de poudre afin de favoriser sa dissolution.
La quantité de magnétite introduite intentionnellement dans l'eau du circuit primaire est telle qu'elle permet de former in situ une couche d'un oxyde protecteur permettant de fixer tout ou partie du nickel susceptible d'être rejeté dans le circuit primaire par le tube de générateur de vapeur, par exemple pendant la durée de fonctionnement du réacteur. Le procédé de traitement de l'invention est ainsi un traitement préventif.
La quantité de magnétite introduite dépend de la proportion de nickel susceptible d'être rejeté dans le circuit primaire que l'on souhaite fixer.
Le procédé de traitement de l'invention permet ainsi de fixer tout ou partie de ce nickel, par exemple pendant la durée de fonctionnement du réacteur, préférentiellement au moins 80 % de la quantité de nickel susceptible d'être rejetée. Une quantité de magnétite inférieure à celle permettant de fixer la totalité du nickel peut donc être envisagée.
Par ailleurs, une quantité de magnétite supérieure à celle permettant de fixer la totalité du nickel convient également, tant que la magnétite excédentaire n'ayant pas formé l'oxyde protecteur à l'issue du procédé de traitement de l'invention n'apparaît pas à l'opérateur comme générant une perturbation dans le fonctionnement du réacteur.
Afin de déterminer au préalable la quantité de magnétite à introduire dans l'eau du circuit primaire, notamment pour une durée de fonctionnement déterminée, on peut mesurer la teneur en nickel dans l'eau du circuit primaire sur la même période de fonctionnement, à l'aide par exemple d'une technique telle qu'un dosage chimique ou potentiométrique . De façon alternative, la valeur de la quantité de nickel susceptible d'être rejetée est calculée en comparant, à l'issue de la durée de fonctionnement du réacteur, la hauteur du pic de radioactivité observée lors de la mise à l'arrêt du réacteur avec le ratio du nickel correspondant au rapport entre la concentration de nickel et la radioactivité totale véhiculée par l'eau du circuit primaire. Les ratios par élément chimique sont des valeurs connues de l'homme de métier et déclarées par l'exploitant à l'autorité de sûreté nucléaire. Il est ainsi généralement admis que, pour le cobalt 58, la valeur pour l/ratio_Ni est d'environ 20 GBq par kg de Ni rejeté par tonne d'eau du circuit primaire (1/Gbq. t . kg-1) , lorsque la concentration de nickel est exprimée en kg par tonne d'eau du circuit primaire (kg.t-1) . Connaissant le ratio du nickel et mesurant la radioactivité totale de l'eau du circuit primaire lors de l'arrêt, il est possible d'estimer la concentration massique du nickel [Ni] ^ présente dans l'eau du circuit primaire par le calcul suivant : radioactivité_totale * ratio_Ni = [Ni]kg.
Connaissant le volume d'eau du circuit primaire, on peut alors calculer la quantité totale de nickel qu'il faut fixer sur le générateur de vapeur à partir de la concentration molaire du nickel [Ni] moi par le calcul suivant :
[Ni] moi * volume du circuit primaire = quantité de Ni.
La durée de fonctionnement séparant deux mises à l'arrêt du réacteur est généralement de 12 mois à 24 mois, préférentiellement de 18 mois. Le tube de générateur de vapeur est quant à lui typiquement constitué d'un alliage comprenant au moins 60 % en poids de nickel (par exemple famille des alliages A600 et A690), préférentiellement de 60 % à 75 % : il s'agit par exemple d'un alliage de composition normalisée choisi parmi l'alliage A600 (norme 2.4642 (désignation chimique NiCr29Fe) , norme UNS N06690) ou A690 (norme 2.4816 (désignation chimique NiCrl5Fe) , norme UNS N06600) .
Dans la présente description, les quantités de nickel ou de magnétite sont exprimées en nombre de moles, sauf indication contraire. Il résulte de ces paramètres que la quantité de nickel rejetée suite à la corrosion du tube générateur de vapeur est alors en général respectivement d'au moins 10 moles, préférentiellement de 20 moles à 50 moles.
La quantité en moles de magnétite introduite dans l'eau du circuit primaire est déterminée en considérant qu'elle correspond à au moins deux fois la quantité en moles de nickel susceptible d'être rejetée. Elle est ainsi en général respectivement d'au moins 20 moles (soit 4,6 kg de magnétite), préférentiellement de 40 moles (soit 9,2 kg de magnétite) à 100 moles (soit 23 kg de magnétite) .
Pour optimiser la formation d'un oxyde protecteur de structure spinelle, la quantité en moles de magnétite introduite dans l'eau du circuit primaire est préférentiellement de deux à trois fois la quantité en moles de nickel susceptible d'être rejetée, soit une masse de 8 kg à 12 kg de magnétite pour 1 kg de nickel.
Bien entendu, ces quantités de magnétite à introduire dans l'eau du circuit primaire peuvent varier en proportion du pourcentage de nickel susceptible d'être rejeté que l'on souhaite fixer.

Claims

REVENDICATIONS
1) Procédé de traitement préventif de la surface interne du tube de générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire refroidi par eau, le procédé comprenant les étapes successives suivantes :
a) lorsque l'eau du circuit primaire du réacteur présente une température de 80 °C à 180 °C, on y introduit de la magnétite (Fe304) afin d'obtenir une eau traitée ; et b) on fait circuler l'eau traitée de façon à la mettre en contact avec la surface interne du tube de générateur de vapeur sur laquelle elle forme une couche d'un oxyde protecteur permettant de fixer tout ou partie de la quantité de nickel susceptible d'être rejetée dans le circuit primaire par l'alliage constitutif du tube de générateur de vapeur .
2) Procédé de traitement selon la revendication 1, dans lequel la quantité de nickel est celle rejetée pendant la durée de fonctionnement du réacteur.
3) Procédé de traitement selon la revendication 2, dans lequel la durée de fonctionnement du réacteur est de 12 mois à 24 mois.
4) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la magnétite est introduite dans l'eau du circuit primaire lorsque le réacteur nucléaire est dans un des domaines de fonctionnement du réacteur nucléaire qui précède le domaine de divergence. 5) Procédé de traitement selon la revendication 4, dans lequel le domaine de fonctionnement du réacteur nucléaire est le domaine des sources, le domaine de comptage, ou le domaine compris entre la mise en service des pompes primaires et le domaine de divergence.
6) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l'eau du circuit primaire présente une température de 80 °C à 120 °C.
7) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la magnétite est introduite sous forme de poudre. 8) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la quantité de magnétite introduite dans l'eau du circuit primaire est telle qu'elle permet de fixer au moins 80 % de la quantité de nickel susceptible d'être rejetée. 9) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le tube de générateur de vapeur est constitué d'un alliage comprenant au moins 60 % en poids de nickel.
10) Procédé de traitement selon la revendication 9, dans lequel l'alliage comprend de 60 % à 75 % en poids de nickel .
11) Procédé de traitement selon la revendication 10, dans lequel l'alliage est choisi parmi l'alliage A600 ou A690. 12) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la quantité en moles de magnétite introduite dans l'eau du circuit primaire est d'au moins deux fois la quantité en moles de nickel susceptible d'être rejeté.
13) Procédé de traitement selon la revendication 12, dans lequel la quantité en moles de magnétite introduite dans l'eau du circuit primaire est de deux à trois fois la quantité en moles de nickel susceptible d'être rejeté.
14) Procédé de traitement selon la revendication 12 ou 13, dans lequel la quantité en moles de magnétite introduite dans l'eau du circuit primaire représente au moins 4,6 kg de magnétite.
15) Procédé de traitement selon la revendication 14, dans lequel la quantité en moles de magnétite introduite dans l'eau du circuit primaire représente de 9,2 kg à 23 kg de magnétite. 16) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la quantité en moles de nickel susceptible d'être rejeté est mesurée à l'aide d'un dosage chimique ou potentiométrique .
17) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le réacteur nucléaire est un réacteur à eau pressurisée.
18) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la magnétite est introduite dans l'eau du circuit primaire en sortie du circuit de contrôle chimique et volumétrique . 19) Procédé de traitement selon la revendication 18, dans lequel la magnétite est introduite via une pompe doseuse ou un filtre du circuit primaire.
20) Procédé de traitement selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l'oxyde protecteur est de structure de type spinelle.
PCT/FR2012/053071 2011-12-22 2012-12-21 Procede de traitement d'un tube de générateur de vapeur Ceased WO2013093382A1 (fr)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP4310861A1 (fr) 2022-07-20 2024-01-24 Commissariat à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives Procédé amélioré de traitement d'une pièce métallique d'un circuit primaire d'un réacteur nucléaire refroidi par eau

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