Éléments de sûreté nucléaire Faire avancer la sûreté nucléaire … · 2019. 5. 23. · AFCEN : Association française pour les règles de conception, de construction et de

Faire avancer la sucircreteacute nucleacuteaire

Jean Couturier Hassan Abou Yeacutehia amp Emmanuel Grolleau

Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire Les reacuteacteurs de recherche

Collection sciences et techniques

Seacuterie Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire de radioprotection et de seacutecuriteacute

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Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndashLes reacuteacteurs de recherche

Jean CouturierHassan Abou Yeacutehia

avec le concours drsquoEmmanuel Grolleauet de contributeurs du Pocircle sucircreteacute nucleacuteaire de lrsquoIRSN

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Illustrations de couverture mosaiumlques de photographies relatives aux sujets traiteacutes dans lesdiffeacuterents tomes de la seacuterie Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire de radioprotection et de seacutecuriteacuteMise en avant deacutetoureacutees en violet de celles illustrant les thegravemes deacuteveloppeacutes dans cedeuxiegraveme tome de la seacuterie

Imprimeacute en FranceISBN (papier) 978-2-7598-2301-7 ndash ISBN (ebook) 978-2-7598-2344-4

DOI 101051978-2-7598-2301-7

Tous droits de traduction drsquoadaptation et de reproduction par tous proceacutedeacutes reacuteserveacutes pourtous pays La loi du 11 mars 1957 nrsquoautorisant aux termes des alineacuteas 2 et 3 de lrsquoarticle 41drsquoune part que les laquo copies ou reproductions strictement reacuteserveacutees agrave lrsquousage priveacute du copisteet non destineacutees agrave une utilisation collective raquo et drsquoautre part que les analyses et les courtescitations dans un but drsquoexemple et drsquoillustration laquo toute repreacutesentation inteacutegrale ou partiellefaite sans le consentement de lrsquoauteur ou de ses ayants droit ou ayants cause est illicite raquo(alineacutea 1er de lrsquoarticle 40) Cette repreacutesentation ou reproduction par quelque proceacutedeacute que cesoit constituerait donc une contrefaccedilon sanctionneacutee par les articles 425 et suivants du codepeacutenal

copy IRSN 2019

Preacuteface

Dans le cadre de la collection laquo Sciences et techniques raquo de lrsquoIRSN la nouvelle seacuterielaquo Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire de radioprotection et de seacutecuriteacute raquo a pour objectifcomme lrsquoouvrage de 1996 intituleacute laquo Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire raquo de Jacques Libmannde contribuer agrave apporter agrave celles et ceux qui megravenent des activiteacutes en rapport avec lesrayonnements ionisants notamment dans lrsquoindustrie nucleacuteaire des eacuteleacutements de culturetechnique au sujet de la preacutevention et de la maicirctrise des risques associeacutes Cette nouvelleseacuterie est neacutee de la volonteacute non seulement drsquoactualiser lrsquoouvrage de 1996 mais aussidrsquoeacutetendre son champ agrave des domaines qui nrsquoy eacutetaient pas ou eacutetaient peu traiteacutes

LrsquoIRSN capitalise dans sa collection drsquoouvrages scientifiques les meilleures connais-sances acquises en son sein ou dans le cadre de collaborations nationales ou inter-nationales en portant une attention toute particuliegravere agrave la qualiteacute peacutedagogique de leurpreacutesentation Agrave cet eacutegard lrsquoeacuteclairage par lrsquohistoire de lrsquoeacutevolution des techniques desideacutees des deacutemarches des organisations et des reacuteglementations ou encore par lesquestionnements et les enseignements tireacutes drsquoaccidents et du retour drsquoexpeacuterience engeacuteneacuteral fait partie du laquo cahier des charges raquo de la nouvelle seacuterie

Cette seacuterie vise aussi agrave rendre accessible agrave tous ceux qui srsquointeacuteressent aux sujetsqursquoelle aborde des informations et des connaissances techniques bien eacutetablies etveacuterifiables dans les domaines correspondants mettant ainsi en application les troisvaleurs de lrsquoInstitut que sont la connaissance lrsquoindeacutependance et la proximiteacute inscritesdans sa charte drsquoeacutethique et de deacuteontologie

Puisse la seacuterie laquo Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire de radioprotection et de seacutecuriteacute raquocoordonneacutee par Jean Couturier contribuer agrave la diffusion des connaissances agrave lrsquoheure durenouvellement des geacuteneacuterations dans de nombreux domaines scientifiques et techniquesdu secteur nucleacuteaire

Le preacutesent ouvrage dresse dans une premiegravere partie un panorama au plan inter-national de la diversiteacute et de la compleacutementariteacute des reacuteacteurs de recherche Il met eneacutevidence les multiples utilisations de ces reacuteacteurs dont leur apport en tant qursquooutils derecherche pour les reacuteacteurs de puissance nrsquoest pas le moindre ndash que ce soit pour ledeacuteveloppement de combustibles performants ou pour lrsquoeacutetude drsquoaccidents pouvantaffecter de tels reacuteacteurs ndash ainsi que certaines speacutecificiteacutes en matiegravere de sucircreteacute Eneffet si les objectifs les principes et les deacutemarches de sucircreteacute (et de radioprotection)adopteacutes pour la conception et lrsquoexploitation des reacuteacteurs de recherche sont similaires agraveceux retenus et deacuteveloppeacutes au fil du temps pour les reacuteacteurs de puissance les reacuteacteursde recherche sont de conceptions tregraves diverses et mobilisent des quantiteacutes tregraves varieacutees deproduits radioactifs De plus ce sont pour un certain nombre drsquoentre eux des instal-lations offrant une souplesse drsquoexploitation permettant drsquoy mener une grande diversiteacutedrsquoexpeacuteriences avec des dispositifs expeacuterimentaux preacutesentant des risques plus ou moinsimportants (de lrsquoirradiation en capsule de mateacuteriaux inertes jusqursquoagrave des essais de fusion decombustible nucleacuteaire dans une boucle en sodium liquide en eau sous pression etc)

Par ailleurs de par le monde de nombreux reacuteacteurs de recherche sont acircgeacutes etconnaissent des phases drsquoinutilisation aspects qui neacutecessitent des dispositions appro-prieacutees pour maicirctriser le vieillissement ou lrsquoobsolescence de certains de leurs composantsainsi que aux plans organisationnel et humain pour en maintenir une exploitation sucircreEn outre dans les reacuteacteurs de recherche diffeacuterents types drsquoopeacuterateurs interviennent soitdans le cadre de lrsquoexploitation de ces reacuteacteurs soit dans le cadre de leur utilisation cetaspect est agrave prendre en consideacuteration en tant que facteur pouvant avoir un impact entermes de sucircreteacute et de radioprotection

Deux chapitres speacutecifiques sont deacutedieacutes aux normes de sucircreteacute eacutetablies sous lrsquoeacutegide delrsquoAIEA pour les reacuteacteurs de recherche et aux accidents de criticiteacute ou de reacuteactiviteacutesurvenus dans des reacuteacteurs de recherche

Ces aspects de sucircreteacute et de radioprotection sont dans une deuxiegraveme partie delrsquoouvrage deacuteveloppeacutes et illustreacutes pour le cas des reacuteacteurs de recherche franccedilais Deschapitres speacutecifiques sont notamment deacutedieacutes au dispositif reacuteglementaire franccedilais et auxtextes officiels applicables pour ces reacuteacteurs au retour drsquoexpeacuterience drsquoeacuteveacutenementssignificatifs et drsquoaccidents survenus ndash y compris celui en 2011 de la centrale nucleacuteaire deFukushima Daiichi ndash agrave la prise en compte drsquoaccidents de reacuteactiviteacute pour la conception desreacuteacteurs de recherche franccedilais ainsi qursquoaux reacuteexamens de sucircreteacute deacutecennaux pratiqueacutes enFrance

Je tiens tout particuliegraverement agrave remercier Jean Couturier (coordinateur et reacutedacteur)et Hassan Abou Yeacutehia pour ce travail de synthegravese important ndash sans eacutequivalent sur lesujet ndash ainsi quEmmanuel Grolleau et tous ceux qui y ont apporteacute leur concours

Jean-Christophe NIELDirecteur geacuteneacuteral de lrsquoIRSN

IV Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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Les principaux contributeurs

Jean COUTURIER est depuis 2012 attacheacute agrave la Direction geacuteneacuterale de lrsquoInstitut deradioprotection et de sucircreteacute nucleacuteaire en soutien au deacuteploiement drsquoun programme demanagement des connaissances Il est eacutegalement expert senior en matiegravere de doctrinesde sucircreteacute et drsquoanalyses de risques Il a commenceacute sa carriegravere dans la conception desreacuteacteurs agrave neutrons rapides au sein de la socieacuteteacute Novatome agrave la fois dans les domainesdu combustible et de lrsquoanalyse de sucircreteacute Il a inteacutegreacute lrsquoIPSN en 1986 pour srsquoimpliquer danslrsquoeacutevaluation de sucircreteacute des reacuteacteurs agrave neutrons rapides PHENIX et SUPERPHENIX Sesactiviteacutes se sont ensuite eacutelargies agrave la sucircreteacute nucleacuteaire des reacuteacteurs de recherche et dereacuteacteurs agrave eau sous pression De 2003 agrave 2005 il a eacuteteacute Directeur de programmestrateacutegique pour les systegravemes dits de geacuteneacuteration IV Il est membre du Groupe permanentdrsquoexperts pour les reacuteacteurs nucleacuteaires

Hassan ABOU YEHIA est depuis 2017 retraiteacute de lrsquoIRSN Il a agrave partir de 1980 apregravesun doctorat en sciences physiques occupeacute divers postes techniques et de managementau CEA puis agrave lrsquoIPSN et agrave lrsquoIRSN incluant des eacutevaluations de sucircreteacute pour diffeacuterentes typesdrsquoinstallations nucleacuteaires en France ndash ainsi que dans le monde dans le cadre de missionsconfieacutees par lrsquoAIEA De 2006 agrave 2012 il a eacuteteacute au sein de cette agence le responsable de laSection de sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche (incluant les installations du cycle decombustible nucleacuteaire) Il a ensuite au sein de lrsquoIRSN et jusqursquoagrave fin 2016 coordonneacutenotamment les activiteacutes de lrsquoIRSN pour les formations en sucircreteacute nucleacuteaire et a participeacutedans ces formations organiseacutees par lrsquoEuropean Nuclear Safety Training amp TutoringInstitute (ENSTTI)

EmmanuelGROLLEAU est depuis mi-2018 adjoint du chef de Service du confinementet de lrsquoaeacuterodispersion de polluants de lrsquoIRSN Apregraves plusieurs anneacutees passeacutees au sein duservice de calculs et drsquoeacutetudes en criticiteacute de la socieacuteteacute SGN du groupe AREVA il a inteacutegreacutelrsquoIRSN en 2004 dans le Service drsquoeacutevaluation en charge notamment de la sucircreteacute desreacuteacteurs de recherche Il a notamment assureacute le pilotage de plusieurs eacutevaluations ayant

donneacute lieu agrave des preacutesentations devant le Groupe permanent drsquoexperts en charge desreacuteacteurs De 2007 agrave 2011 il a eacuteteacute attacheacute agrave la Direction de la strateacutegie et des partenariatsde lrsquoIRSN De 2012 agrave mi-2018 il a eacuteteacute adjoint au chef du Service chargeacute de lrsquoeacutevaluation dela sucircreteacute des installations lieacutees agrave la recherche et des reacuteacteurs en deacutemantegravelement au seinde la Direction de lrsquoexpertise de sucircreteacute de lrsquoIRSN

VI Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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Liste des sigles

Glossaire des institutions

AEN Agence pour lrsquoeacutenergie nucleacuteaire de lrsquoOCDE (NEA Nuclear Energy Agency OECD)

AFCEN Association franccedilaise pour les regravegles de conception de construction et desurveillance en exploitation des mateacuteriels des chaudiegraveres eacutelectronucleacuteaires

AIEA Agence internationale de lrsquoeacutenergie atomique Vienne Autriche (IAEA InternationalAtomic Energy Agency)

AISI American Iron and steel Institute (Institut ameacutericain du fer et de lrsquoacier)

ANCCLI Association nationale des comiteacutes et commissions locales drsquoinformation

ANL Argonne National Laboratory (Laboratoire national drsquoArgonne aux Eacutetats-Unis)

AREVA Concepteur et exploitant nucleacuteaire franccedilais (transformeacute en Orano et Framatome)

ARILL Association des retraiteacutes de lrsquoInstitut Laue-Langevin France

ASME American Society of Mechanical Engineers (deacutesigne couramment les regravegles deconception et de construction eacutetablies par cette socieacuteteacute ameacutericaine et utiliseacutees par desconcepteurs de reacuteacteurs nucleacuteaires [Westinghouse etc])

ASN Autoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire France

AVN Association Vinccedilotte-Nucleacuteaire Belgique

CCR Centre commun de recherche Commission europeacuteenne

CEA Commissariat agrave lrsquoeacutenergie atomique et aux eacutenergies alternatives France

CERCA Compagnie pour lrsquoeacutetude et la reacutealisation de combustibles atomiques filialedrsquoAREVA France

CI Commission drsquoinformation

CIPR Commission internationale de protection radiologique

CIS Commission interne de seacutecuriteacute

CLI Commission locale drsquoinformations

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CNRS Centre national de la recherche scientifique France

CSIA Commission de sucircreteacute des installations atomiques

DAE Deacutepartement atomique indien

DEP Direction des eacutequipements sous pression ASN

DOE Department of Energy (Ministegravere de lrsquoEacutenergie ameacutericain)

DSN Deacutepartement de sucircreteacute nucleacuteaire du CEA

DSND deacuteleacutegueacute agrave la sucircreteacute nucleacuteaire et agrave la radioprotection pour les activiteacutes etinstallations inteacuteressant la deacutefense nationale franccedilaise

EDF Eacutelectriciteacute de France

ENSREG European Nuclear Safety Regulators Group (groupe consultatif drsquoexpertsindeacutependants de la Commission europeacuteenne)

FzK Forschungszentrum Karlsruhe (Institut de technologie de Karlsruhe Allemagne)

GAAA Groupement atomique alsacienne atlantique France

GRS Gesellschaft fuumlr Anlagen - und Reaktorsicherheit (socieacuteteacute pour la sucircreteacute desinstallations et des reacuteacteurs nucleacuteaires Allemagne)

HCTISN Haut Comiteacute pour la transparence et lrsquoinformation sur la seacutecuriteacute nucleacuteaireFrance

KIT (ex-FzK ex-KfK) Karlsruhe Institut fuumlr Technology (Institut de technologie deKarlsruhe Allemagne)

ILL Institut Laue-Langevin France

INL Idaho National Laboratory (Laboratoire national de lrsquoIdaho Eacutetats-Unis)

IPSN Institut de protection et de sucircreteacute nucleacuteaire France

IRSN Institut de radioprotection et de sucircreteacute nucleacuteaire France

LLB Laboratoire Leacuteon Brillouin (uniteacute mixte de recherche [UMR] CEACNRS) France

LSTC Livermore Software Technology Corporation Eacutetats-Unis

OCDE Organisation de coopeacuteration et de deacuteveloppement eacuteconomique (OECD Organisation for Economic Co-operation and Development)

PNC (ex-JAEA) Power reactor and Nuclear fuel development Corporation Japon

SCK CEN Studiecentrum voor Kernenergie - Centre drsquoeacutetude de lrsquoeacutenergie nucleacuteaireBelgique

SCSIN Service central de sucircreteacute des installations nucleacuteaires France

SODERA Socieacuteteacute pour le deacuteveloppement de la recherche appliqueacutee France

WENRA Western European Nuclear Regulators Association (Association des chefs desautoriteacutes de sucircreteacute des pays de lrsquoEurope de lrsquoouest)

Glossaire technique

ADS Accelerator Driven System (reacuteacteurs hybrides sous-critiques)

AGM accidents graves maicirctriseacutes

ALARA As Low As Reasonably Achievable (aussi bas que raisonnablement possible) -principe de radioprotection

ALIZEacute nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA (arrecircteacute deacutefinitivement)

VIII Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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APOLLO nom donneacute agrave un logiciel de simulation neutronique en 2D qui eacutetablit desbibliothegraveques multi parameacutetreacutees de sections efficaces

AQUILON nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA (arrecircteacutedeacutefinitivement)

ARS arrecirct drsquourgence sismique (reacuteacteur agrave haut flux agrave Grenoble)

ASTEC Accident Source Term Evaluation Code (logiciel de simulation pour lrsquoeacutevaluationdes pheacutenomegravenes physiques intervenant au cours drsquoun accident de fusion du cœur drsquounreacuteacteur agrave eau sous pression)

ASTER Analyses des structures et thermomeacutecanique pour des eacutetudes et des recherches(logiciel de simulation)

ASTRID Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration (projetde reacuteacteur de deacutemonstration agrave neutrons rapides et refroidi au sodium)

ATPu Atelier de technologie du plutonium (installation fermeacutee ayant eu pour activiteacuteprincipale la production de combustible laquo MOX raquo [meacutelange drsquooxydes drsquouranium appauvriet de plutonium] pour les reacuteacteurs nucleacuteaires)

ATWS Anticipated Transients Without Scram (transitoires avec eacutechec de lrsquoarrecirctautomatique)

AZALEacuteE nom donneacute agrave une table vibrante du CEA agrave Saclay

AZUR Alliage Zirconium Uranium (reacuteacteur nucleacuteaire de recherche relevant de ladeacutefense nationale)

BCS barres de commande et de seacutecuriteacute

BDBA Beyond Design Basis Accident (domaine des accidents dits horsdimensionnement)

BEP boucle agrave eau sous pression (reacuteacteur CABRI)

BNCT Boron Neutrons Capture Therapy (theacuterapie de capture de neutrons par le boreutiliseacutee pour traiter des tumeurs)

BORAX BOiling water ReActor eXperiment (reacuteacteur drsquoexpeacuterimentations agrave eau bouil-lante Eacutetats-Unis)

BR2 Belgium Reactor 2 (reacuteacteur au Centre de recherche de Mol en Belgique)

BSM bacirctiment de stockage et manutention (installation MASURCA)

CABRI nom donneacute agrave un reacuteacteur drsquoessai du CEA agrave Cadarache permettant lrsquoeacutetude desituations accidentelles dans les reacuteacteurs (REP RNR)

CASHIMA nom donneacute agrave un projet de recherche relatif aux laquo effets de site raquo en matiegraveresismique

Cast3M nom donneacute agrave un code de calcul par la meacutethode des eacuteleacutements finis pour lameacutecanique des structures et des fluides

CATHARE Code avanceacute de thermohydraulique pour lrsquoeacutetude des accidents de reacuteacteurs agraveeau (logiciel de simulation deacutedieacute aux analyses de sucircreteacute)

CDS circuit de deacutegonflage sismique (reacuteacteur agrave haut flux agrave Grenoble)

CDU critegravere de deacutefaillance unique

CEN circuit de pompage drsquoeau dans la nappe phreacuteatique (reacuteacteur agrave haut flux agrave Grenoble)

Liste des sigles IX

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CERES nom donneacute agrave un logiciel de simulation deacutedieacute au calcul drsquoimpact radiologique drsquounrejet en situation accidentelle

CES circuit de refroidissement drsquoeau de secours (reacuteacteur agrave haut flux agrave Grenoble)

CESAR nom donneacute agrave un reacuteacteur de recherche du CEA (arrecircteacute deacutefinitivement) ou nomdonneacute agrave un module de thermohydraulique du logiciel ASTEC

CFD Computational Fluid Dynamics (meacutecanique des fluides numeacuterique ou MFN)

CIP Cabri International Programme (programme international consacreacute agrave lrsquoeacutetude ducomportement des crayons de combustible nucleacuteaire et de leur gainage en cas drsquoaccidentdrsquoinjection de reacuteactiviteacute dans les reacuteacteurs agrave eau sous pression)

CPA nom donneacute agrave un module du logiciel ASTEC

CRAB circuit de refroidissement agrave lrsquoarrecirct de la barre de pilotage (reacuteacteur agrave haut flux agraveGrenoble)

CRISTAL nom donneacute agrave un formulaire co-deacuteveloppeacute par lrsquoIRSN le CEA et AREVA ayantpour objectif lrsquoeacutevaluation du risque de criticiteacute dans toutes les installations nucleacuteaires etles emballages de transport mettant en œuvre des matiegraveres fissiles

CRONOS nom donneacute agrave un logiciel de simulation qui deacutetermine le comportementneutronique drsquoun cœur de reacuteacteur en 3D

CRP Coordinated Research Project (projet de recherche coordonneacute)

CRU circuit de refroidissement drsquoultime secours (reacuteacteur agrave haut flux agrave Grenoble)

CSS commission des normes de sucircreteacute (AIEA)

DBA Design Basis Accident (domaine des accidents dits de dimensionnement)

DEC Design Extension Conditions (domaine de conception eacutetendu)

DIRAS dossier drsquoinformation relatif agrave lrsquoassainissement des structures

DISCO Dispersion of simulated corium (installation expeacuterimentale de KIT deacutedieacutee agravelrsquoaeacuterocontaminationla dispersion de corium utilisant des poudres inactives)

DOR dossier drsquoorientation du reacuteexamen (reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute)

DULCINEE nom donneacute agrave un logiciel de simulation permettant de simuler la thermo-hydraulique dans un cœur de reacuteacteur et la thermique du combustible

ECS eacutevaluations compleacutementaires de sucircreteacute (meneacutees agrave la suite de lrsquoaccident deFukushima Daiichi)

EIP eacutequipement important pour la protection (des laquo inteacuterecircts raquo notion de la regravegle-mentation franccedilaise)

EL2 Eau Lourde 2 (reacuteacteur de recherche du CEA doreacutenavant deacutemanteleacute)

EL3 Eau Lourde 3 (reacuteacteur de recherche du CEA en cours de deacutemantegravelement)

EL4 Eau Lourde 4 (centrale nucleacuteaire de Brennilis France)

EOLE nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA

EPIC eacutetablissement public agrave caractegravere industriel et commercial

EPR European Pressurized Water Reactor (reacuteacteur europeacuteen agrave eau sous pression)

EPS eacutetudes probabilistes de sucircreteacute

ESPN eacutequipements sous pression nucleacuteaires

X Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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ETRR-2 Egypt Test and Research Reactor Number two (reacuteacteur nucleacuteaire de rechercheeacutegyptien ndeg 2)

EUROPLEXUS nom donneacute agrave un logiciel de simulation par eacuteleacutements finis

FINAS Fuel Incident Notification and Analysis System (systegraveme de notification etdrsquoanalyse des incidents de combustible geacutereacute par lrsquoAIEA)

FLICA nom donneacute agrave un logiciel de simulation qui calcule la thermohydraulique drsquoun cœurde reacuteacteur lors de transitoires

FRM-II Forschungsreaktor Muumlnchen II (reacuteacteur de recherche implanteacute agrave Garching enAllemagne)

GAZAXI nom donneacute agrave un logiciel deacutedieacute au calcul drsquoimpact radiologique drsquoun rejet ensituation accidentelle

GPD Groupe permanent drsquoexperts en charge de deacutechets

GPE Groupes permanents drsquoexperts

GPESPN Groupe permanent drsquoexperts en charge des eacutequipements sous pressionnucleacuteaires

GPMED Groupe permanent drsquoexperts en charge de la radioprotection dans lesapplications meacutedicales

GPR Groupe permanent drsquoexperts en charge des reacuteacteurs nucleacuteaires

GPRAD Groupe permanent drsquoexperts en charge de la radioprotection dans les appli-cations industrielles et de recherche des rayonnements ionisants

GPT Groupe permanent drsquoexperts en charge des transports

GPU Groupe permanent drsquoexperts en charge des laboratoires et usines

GUS groupe drsquoultime secours (reacuteacteur Jules Horowitz)

HARMONIE nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA (doreacutenavantdeacutemanteleacute)

HEMERA Highly Evolutionary Methods for Extensive Reactor Analyses (Meacutethodeshautement eacutevolutives pour une analyse approfondie des reacuteacteurs ndash chaicircne de calculqui permet la simulation thermohydraulique et neutronique de transitoires dans unreacuteacteur nucleacuteaire)

HFR High Flux Reactor (reacuteacteur agrave haut flux du Centre commun de recherche [CCR] dePetten Pays-Bas)

HIFAR High Flux Australian Reactor (reacuteacteur agrave haut flux australien)

HTR High Temperature Reactor (reacuteacteurs agrave haute tempeacuterature)

IEA-R1 Instituto de Energia Atocircmica-Reactor 1 (reacuteacteur de recherche breacutesilien)

IGORR International Group on Research Reactors (groupe drsquoexperts internationaux surles reacuteacteurs de recherche)

INB installation nucleacuteaire de base

INES International Nuclear Event Scale (eacutechelle internationale des eacuteveacutenements nucleacute-aires deacuteveloppeacutee par lrsquoAIEA)

INSAG International Nuclear Safety Group (groupe drsquoexperts internationaux en sucircreteacutenucleacuteaire)

Liste des sigles XI

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INSARR Integrated Safety Assessment of Research Reactors (Eacutevaluation inteacutegreacutee de lasucircreteacute des reacuteacteurs de recherche)

IODE nom donneacute agrave un module du logiciel ASTEC

IRR1 Israeumll Research Reactor-1 (reacuteacteur de recherche ndeg 1 israeacutelien)

IRS International Reporting System for Operating Experience (systegraveme pour la deacuteclara-tion drsquoincidents pour les reacuteacteurs de puissance geacutereacute par lrsquoAIEA)

IRSRR Incident Reporting System for Research Reactor (systegraveme de deacuteclaration desincidents pour les reacuteacteurs de recherche geacutereacute par lrsquoAIEA)

ISIS nom donneacute agrave la maquette critique du reacuteacteur nucleacuteaire de recherche OSIRIS agraveSaclay

ISTP International Source Term Program (programme de recherche international sur lelaquo terme source raquo)

ITER International Thermonuclear Experimental Reactor (reacuteacteur thermonucleacuteaireexperimental international en construction agrave Cadarache)

JEPP jours eacutequivalents agrave pleine puissance

LS-DYNA nom donneacute agrave un logiciel de simulation par eacuteleacutements finis de calcul dynamiquede structures

LVR-15 Light Water Reactor-15 (reacuteacteur agrave eau leacutegegravere de la Reacutepublique tchegraveque)

MARIUS nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA (arrecircteacute deacutefinitivement)

MASURCA maquette critique du CEA agrave Cadarache

MC3D nom donneacute agrave un logiciel de thermohydraulique multiphasique 3D pour lasimulation de lrsquointeraction entre des mateacuteriaux fondus et un fluide reacutefrigeacuterant

MCNP Monte Carlo N-Particule transport code (logiciel de simulation en 3D dutransport de particules fondeacute sur la meacutethode de Monte-Carlo)

MDT ou MDTE manque de tension externe

MDTG manque de tension geacuteneacuteraliseacute

MELUSINE nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA (doreacutenavantdeacutemanteleacute)

MINERVE nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA agrave Cadarache

MNSR Miniature Neutron Source Reactor (reacuteacteur miniature source de neutrons)

MORET logiciel de simulation qui reacutesout lrsquoeacutequation du transport des neutrons agrave partirdes meacutethodes Monte Carlo principalement deacutedieacute aux eacutetudes de criticiteacute

MOX Mixed Oxide Fuel (combustible mixte UO2 + PuO2)

MTR Materials Testing Reactors (reacuteacteurs drsquoirradiation technologique destineacutes prin-cipalement agrave des eacutetudes et des tests de divers mateacuteriaux et combustibles nucleacuteaires)

NRU National Research Universal (reacuteacteur de recherche des Chalk River LaboratoriesCanada)

NRX National Research eXperimental (reacuteacteur de recherche des Chalk River Labora-tories Canada)

NSRR Nuclear Safety Research Reactor (reacuteacteur de recherche japonais utiliseacute pour desessais de sucircreteacute)

XII Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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NUSSC NUclear Safety Standards Committee (comiteacute de lrsquoAIEA sur les normes de sucircreteacutedes reacuteacteurs nucleacuteaires)

OLC Operationnal Limits and Conditions (limites et conditions drsquoexploitation)

ONG organisations non gouvernementales

OPAL Open Pool Australian Lightwater (reacuteacteur de recherche de type piscine ouverte agraveeau leacutegegravere australien)

ORPHEacuteE nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA agrave Saclay

OSIRIS nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA agrave Saclay (arrecircteacutedeacutefinitivement)

OTHELLO nom donneacute agrave une boucle expeacuterimentale du reacuteacteur OSIRIS

PAI piegraveges agrave iode

pcm pour cent mille

PCR personne compeacutetente en radioprotection

PCS poste de controcircle et secours (reacuteacteur agrave haut flux agrave Grenoble)

PEGASE nom donneacute agrave un reacuteacteur de recherche du CEA (arrecircteacute deacutefinitivement)

PEGGY nom donneacute agrave la maquette critique du reacuteacteur de recherche PEGASE

PF produits de fission

PGA Peak Ground Acceleration (acceacuteleacuteration agrave freacutequence infinie)

PHEBUS nom donneacute agrave un reacuteacteur drsquoexpeacuterimentation du CEA agrave Cadarache

Pheacutebus-PF programme international de recherche consacreacute agrave lrsquoeacutetude du comportementdes produits de fission en situations de fusion du cœur dans un reacuteacteur agrave eau souspression

PHENIX nom donneacute agrave un prototype de reacuteacteur eacutelectronucleacuteaire (et drsquoexpeacuterimentations)du CEA agrave Marcoule agrave neutrons rapides et utilisant du sodium liquide comme fluidecaloporteur (actuellement en cours de deacutemantegravelement)

PIE Postulated Initiating Events (eacuteveacutenements initiateurs postuleacutes)

PPI plans particuliers drsquointervention

PROSERPINE nom donneacute agrave un reacuteacteur de recherche du CEA (arrecircteacute deacutefinitivement)

PUI plan drsquourgence interne

RA-2 nom donneacute agrave un reacuteacteur de recherche argentin

RADIOSS nom donneacute agrave un logiciel de simulation par eacuteleacutements finis

RAPSODIE nom donneacute agrave un reacuteacteur expeacuterimental agrave neutrons rapides et refroidi ausodium du CEA agrave Cadarache (arrecircteacute deacutefinitivement)

RASSC Radiation Safety Standards Committee (comiteacute de lrsquoAIEA sur les normes desucircreteacute radiologique)

RCC-CW regravegles de conception et de construction du geacutenie-civil des ilots nucleacuteaires desreacuteacteurs agrave eau sous pression (CW comme civil work)

RCC-E regravegles de conception et de construction des eacutequipements eacutelectriques et decontrocircle-commande des ilots nucleacuteaires des reacuteacteurs agrave eau sous pression

RCC-M regravegles de conception et de construction pour des mateacuteriels meacutecaniques

Liste des sigles XIII

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RCC-MRx regravegles de conception et de construction pour les mateacuteriels meacutecaniques desstructures agrave hautes tempeacuteratures et des reacuteacteurs expeacuterimentaux et agrave fusion

REP reacuteacteur agrave eau sous pression

RERTR Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (programme ameacutericainvisant agrave reacuteduire lrsquoenrichissement pour les reacuteacteurs de tests et de recherche)

RFS regravegles fondamentales de sucircreteacute

RGE regravegles geacuteneacuterales drsquoexploitation

RGEP rupture guillotine drsquoun eacuteleacutement particulier (notion utiliseacutee dans lrsquoanalyse de sucircreteacutedu reacuteacteur Jules Horowitz)

RGSE regravegles geacuteneacuterales de surveillance et drsquoentretien

RHF reacuteacteur agrave faut flux (reacuteacteur nucleacuteaire de recherche de lrsquoInstitut Laue-Langevin agraveGrenoble)

RIA Reactivity Injection Accident (accident drsquoinsertion de reacuteactiviteacute)

RIB retrait intempestif drsquoune barre de commande

RJH reacuteacteur Jules Horowitz (reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA actuellement encours de construction)

RNR reacuteacteurs agrave neutrons rapides (refroidis au sodium)

RRDB Research Reactor DataBase (base de donneacutees de lrsquoAIEA relative aux reacuteacteurs derecherche)

RSE-M regravegles de surveillance en exploitation des mateacuteriels meacutecaniques (reacuteacteurs agrave eausous pression)

RSG-GAS Reaktor Serba Guna ndash Gerrit Augustinus Siwabessy (reacuteacteur de rechercheindoneacutesien)

RUS reacuteacteur universitaire de Strasbourg ou circuit de reacutefrigeacuteration de sauvegardesecondaire du RJH

SAFARI-1 South African Fundamental Atomic Research Installation 1 (reacuteacteur nucleacuteairede recherche sud-africain)

SCANAIR logiciel de simulation du comportement thermomeacutecanique des crayons decombustible des reacuteacteurs agrave eau sous pression au cours de transitoires de puissance

SCARABEE nom donneacute agrave un reacuteacteur de recherche du CEA agrave Cadarache (doreacutenavantdeacutemanteleacute)

SIGMA Seismic Ground Motion Assessment (programme drsquoeacutevaluation des mouvementssismiques du sol)

SILOE nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA agrave Grenoble (actuel-lement en cours de deacutemantegravelement)

SILOETTE nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche agrave Grenoble (maquettecritique du reacuteacteur nucleacuteaire SILOE) du CEA (doreacutenavant deacutemanteleacute)

SIMMER nom donneacute agrave un logiciel couplant neutronique et meacutecanique des fluides quipermet de simuler un accident de fusion de combustible dans un reacuteacteur agrave neutrons rapides

SIREX Systegraveme drsquoinstrumentation pour reacuteacteurs expeacuterimentaux

SL-1 Stationary Low Power Reactor Number One (reacuteacteur stationnaire de faiblepuissance ndeg 1 ameacutericain Idaho National Laboratories Idaho)

XIV Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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SLR situations de limitation du risque (notion utiliseacutee dans lrsquoanalyse de sucircreteacute dureacuteacteur Jules Horowitz)

SMHV seacuteisme maximal historiquement vraisemblable

SMS seacuteisme majoreacute de seacutecuriteacute

SND seacuteisme laquo noyau dur raquo

SOFIA Simulateur drsquoobservation du fonctionnement incidentel et accidentel (simulateurdu fonctionnement des reacuteacteurs agrave eau sous pression utiliseacute par lrsquoIRSN)

SPERT Special Power Excursion Reactor Tests (reacuteacteur drsquoessais ameacutericain dit drsquoexcursionde puissance)

SSC Structures Systems and Components (structures systegravemes et composants)

TECDOC TEChnical DOCuments (documents techniques AIEA)

TECV loi franccedilaise relative agrave la transition eacutenergeacutetique et agrave la croissance verte ndeg 2015-992 du 17 aoucirct 2015

THE tregraves haute efficaciteacute

TRANSSC TRANsport Safety Standards Committee (comiteacute de lrsquoAIEA sur les normes desucircreteacute des transports de matiegraveres radioactives)

TREAT Transient Reactor Test Facility (reacuteacteur de recherche deacuteveloppeacute par IdahoNational Laboratories Idaho Falls Eacutetats-Unis)

TRIDENT nom donneacute agrave un logiciel de simulation

TRIGA TRaining Isotope General Atomics (reacuteacteur de recherche de type piscinedeacuteveloppeacute par General Atomics Eacutetats-Unis)

TRIPOLI TRIdimensionnel POLYcineacutetique (logiciel de simulation en 3D qui reacutesout par lameacutethode de Monte-Carlo lrsquoeacutequation du transport coupleacute des neutrons et des photons)

TSN transparence et seacutecuriteacute en matiegravere nucleacuteaire (loi franccedilaise ndeg 2006-686 du 13 juin2006)

ULYSSE nom donneacute agrave un reacuteacteur nucleacuteaire de recherche du CEA (doreacutenavantdeacutemanteleacute) Ce reacuteacteur eacutetait de type argonaute un modegravele de reacuteacteur universitairedeacuteveloppeacute par lrsquoANL Eacutetats-Unis (en anglais ARGONAUT signifie ARGOnne NuclearAssembly for University Training)

UNGG uranium naturel-graphite-gaz filiegravere de reacuteacteurs franccedilais

VARMA valeur reacutesiduelle modeacuteliseacutee acceptable

VENUS Vulcan Experimental Nuclear System (systegraveme nucleacuteaire expeacuterimental VulcainCCR de Mol en Belgique)

WASSC WAste Safety Standards Committee (comiteacute de lrsquoAIEA sur les normes pour lasucircreteacute de la gestion des deacutechets radioactifs)

ZEPHYR Zero power Experimental PHYsics Reactor (reacuteacteur de physique expeacuterimentalde puissance zeacutero en projet au CEA)

ZOEacute Z comme zeacutero O comme oxyde drsquouranium et E comme eau lourde ou encore ZeacuterOEacutenergie (est aussi appeleacute EL1 [EL comme eau lourde]) Premier reacuteacteur de recherchefranccedilais installeacute au centre du CEA agrave Fontenay-aux-Roses

Liste des sigles XV

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Avant-propos

Le preacutesent ouvrage consacreacute aux reacuteacteurs nucleacuteaires de recherche et tout particu-liegraverement agrave leurs caracteacuteristiques et speacutecificiteacutes en termes de sucircreteacute nucleacuteaire et deradioprotection a eacuteteacute reacutedigeacute par des auteurs de lrsquoIRSN

Il suppose la connaissance preacutealable drsquoeacuteleacutements de base en matiegravere de physique desreacuteacteurs nucleacuteaires et de leur fonctionnement quelques rappels sont neacuteanmoins fournisau fil du texte sur ces sujets sous la forme de nota ou de focus

Jean Couturier en est le principal auteur ndash et le coordinateur du projet ndash avec unecontribution de Hassan Abou Yeacutehia pour les aspects internationaux ainsi qursquoun concoursdrsquoEmmanuel Grolleau et de lrsquouniteacute en charge de lrsquoexpertise des reacuteacteurs de recherchepour des aspects de sucircreteacute et de radioprotection des reacuteacteurs de recherche franccedilais Descontributions ont eacuteteacute apporteacutees par Maud Corbel Stanislas Massieux Ludovic MaasVincenzo Tiberi Patrice Franccedilois Sandrine Soares Elodie Cahen Florence GuptaSteacutephanie Kanamori Mathieu Derotte Ceacuteline Gelis Eric Dumonteil Bertrand CochetTonino Sargeni et Jacques Ducau

Concernant les informations utiliseacutees il a eacuteteacute veilleacute agrave ce que les sources externessoient citeacutees y compris pour lrsquoiconographie Il en est ainsi des laquo monographies raquo de laDirection de lrsquoeacutenergie nucleacuteaire du Commissariat agrave lrsquoeacutenergie atomique et aux eacutenergiesalternatives ndash du plus grand inteacuterecirct ndash de publications faites dans le cadre de congregraves destextes officiels de preacutesentations disponibles sur des sites internethellip

Daniel Queacuteniart a effectueacute une relecture attentive du projet drsquoouvrage Sa contri-bution a eacuteteacute importante dans sa mise au point finale

Thierry Bourgois Martial Jorel Gianni Bruna et Michel Bourguignon ont eacutegalementproceacutedeacute agrave une relecture du projet drsquoouvrage ou de parties de cet ouvrage Leurscommentaires ont eacuteteacute pris en compte pour sa finalisation

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Odile Lefegravevre ainsi que Georges Goueacute ont assureacute les travaux preacuteparatoires agrave lrsquoeacuteditionde lrsquoouvrage

Enfin lrsquoune des preacuteoccupations pour la reacutealisation de cet ouvrage a eacuteteacute drsquoaller au-delagravedrsquoune description de reacuteacteurs de recherche et drsquoun rappel drsquoobjectifs et de principesgeacuteneacuteraux en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire et de radioprotection que lrsquoon peut trouver dansde multiples publications franccedilaises ou internationales cela aurait grandement reacuteduitlrsquointeacuterecirct drsquoun tel ouvrage notamment au plan peacutedagogique De la substance techniqueeacutetait neacutecessaire pour illustrer ces objectifs et principes Agrave cet eacutegard les auteursremercient la Division drsquoexploitation du reacuteacteur agrave haut flux (RHF) de Grenoble (InstitutLaue-Langevin [ILL]) pour la mise agrave disposition drsquoinformations et drsquoune iconographie etson accord pour leur publication Ils permettent drsquoillustrer concregravetement pour le cas dece reacuteacteur un certain nombre de principes et de pratiques (franccedilaises) en matiegravere desucircreteacute nucleacuteaire et de radioprotection (reacuteexamens de sucircreteacute deacutecennaux retour drsquoexpeacute-rience de lrsquoaccident de Fukushima Daiichi notamment)

XVIII Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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Sommaire

Preacuteface III

Les principaux contributeurs V

Liste des sigles VII

Avant-propos XVII

Chapitre 1Introduction geacuteneacuterale

Partie 1Panorama geacuteneacuteral international des reacuteacteurs

de recherche

Chapitre 2Les diffeacuterents types de reacuteacteurs de recherchesituation globale dans le monde utilisations

et risques associeacutes

21 Types de reacuteacteurs de recherche 7

22 Situation globale dans le monde 14

221 Donneacutees statistiques 14

222 Aspects geacuteneacuteriques en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaireet de non-prolifeacuteration 15

23 Utilisations des reacuteacteurs de recherche et principaux risques associeacutes 19

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231 Formation 19

232 Recherche fondamentale 20

233 Irradiations expeacuterimentales 21

234 Applications meacutedicales 24

235 Analyse par activation 25

236 Applications industrielles 26

Chapitre 3Aspects lieacutes agrave la conception et agrave la deacutemonstration

de la sucircreteacute des reacuteacteurs de rechercheau plan international

31 Convergence des pratiques vers quelques grands objectifsprincipes et deacutemarches de sucircreteacute 27

32 Les normes de sucircreteacute eacutetablies par lrsquoAIEA 29

321 Processus drsquoeacutelaboration des normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA 30

322 Structure des normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA 31

323 Preacutesentation succincte des normes de sucircreteacute pour lesreacuteacteurs de recherche 32

324 Application des normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA 34

325 Documents en support agrave lrsquoapplication des normes desucircreteacute de lrsquoAIEA 35

33 Dispositifs drsquoeacutechanges ou drsquoeacutevaluations de lrsquoAIEA 36

34 Quelques grands principes deacutemarches et approches de sucircreteacute 37

341 Organisation du controcircle de la sucircreteacute culture de sucircreteacute 37

342 Les laquo barriegraveres raquo de confinement les fonctions fondamentalesde sucircreteacute la deacutefense en profondeur 40

343 La deacutemarche deacuteterministe socle de la conception et de ladeacutemonstration de sucircreteacute - Situation en matiegravere drsquoeacutetudesprobabilistes pour les reacuteacteurs de recherche 45

344 Lrsquoapproche gradueacutee 47

35 Les reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute 48

36 Aspects de sucircreteacute relatifs aux dispositifs expeacuterimentaux 50

37 Accidents laquo enveloppes raquo pris en compte pour lrsquoanalyse de sucircreteacutedes reacuteacteurs de recherche 52

371 Deacutefinition et caracteacuteristiques des accidents laquo enveloppes raquo 52

372 Eacutevaluation des rejets radioactifs des accidents laquo enveloppes raquo 55

38 Ameacuteliorations possibles en termes drsquoeacutetudes de recherches et dedeacuteveloppements pour la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche 56

XX Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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Chapitre 4Le retour drsquoexpeacuterience internationalpour les reacuteacteurs de recherche

41 Le systegraveme AIEA de deacuteclaration drsquoincidents (IRSRR) 66

42 Incidents et accidents seacuterieux survenus dans des reacuteacteursde recherche 67

43 Analyses compleacutementaires meneacutees au plan international agrave lasuite de lrsquoaccident de la centrale nucleacuteaire de Fukushima Daiichi 70

Partie 2Les reacuteacteurs de recherche en France

Chapitre 5Eacutevolution du parc des reacuteacteurs

de recherche en France

51 Diversiteacute et compleacutementariteacute des reacuteacteurs de recherche franccedilais 77

52 Situation actuelle 82

Chapitre 6Les acteurs et lrsquoorganisation de la sucircreteacutedes reacuteacteurs de recherche en France

61 Les exploitants 104

62 Le controcircle des risques nucleacuteaires en France 105

63 Les eacutetapes-cleacutes dans la vie drsquoun reacuteacteur de recherche 114

64 Le dispositif drsquoautorisations internes 115

Chapitre 7La sucircreteacute pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais

71 Principes concepts deacutemarches et objectifs geacuteneacuteraux de sucircreteacute 117

711 Le principe de deacutefense en profondeur appliqueacute aux reacuteacteursde recherche 121

712 Eacuteveacutenements retenus pour la conception et la deacutemonstrationde la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche 124

713 Accidents de reacutefeacuterence 130

714 Deacuteclinaison des objectifs geacuteneacuteraux de sucircreteacute 131

715 Lrsquoapproche gradueacutee en France 132

Sommaire XXI

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72 Quelques speacutecificiteacutes de sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche 135

721 Puissances volumiques combustibles utiliseacutes etcaracteacuteristiques neutroniques des cœurs 135

722 Cadences drsquoutilisation 138

723 Facteurs organisationnels et humains 139

73 Speacutecificiteacutes des reacuteacteurs de recherche deacuteclineacutees par fonctionfondamentale de sucircreteacute 140

731 Maicirctrise de la reacuteactiviteacute du cœur 141

732 Maicirctrise du refroidissement du reacuteacteur 144

733 Maicirctrise du confinement 148

734 Risques de criticiteacute 151

74 Prise en compte des agressions 153

741 Agressions internes 154

742 Agressions externes 157

75 Dispositifs expeacuterimentaux et eacutequipements speacutecifiques auxreacuteacteurs de recherche 164

76 Radioprotection et effluents 166

761 Radioprotection 166

762 Effluents 169

77 Dispositions de preacuteparation aux situations drsquourgence et de gestion detelles situations (gestion de crise) 170

78 Aspects de sucircreteacute concernant le deacutemantegravelement des reacuteacteursde recherche 173

Chapitre 8Les accidents de reacutefeacuterence retenus

pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais

81 Deacutefinition et exemples 175

82 Lrsquoaccident de type BORAX - principaux aspects 178

821 Lrsquoaccident du reacuteacteur SL-1 179

822 Principaux enseignements tireacutes de lrsquoaccident dureacuteacteur SL-1 181

823 Prise en compte de lrsquoaccident de type BORAX en France 183

83 Essais agrave caractegravere deacutemonstratif reacutealiseacutes en France 188

XXII Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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Chapitre 9Maintien de la conformiteacute aux exigences

applicables ndash Reacuteexamens de sucircreteacute

91 Maintien de la conformiteacute aux exigences applicables maicirctrisede lrsquoobsolescence et du vieillissement 191

92 Reacuteexamens de sucircreteacute 192

921 Historique et deacutemarche 192

922 Quelques reacuteexamens de sucircreteacute marquants 194

Chapitre 10Le retour drsquoexpeacuterience des reacuteacteurs de recherche

franccedilais

101 Tendances quelques eacuteveacutenements marquants et leur traitement 203

1011 Tendances 203

1012 Quelques eacuteveacutenements marquants et leur traitement 206

102 Les dispositions de renforcement de la sucircreteacute des reacuteacteurs derecherche franccedilais apregraves lrsquoaccident de Fukushima Daiichi 223

Chapitre 11Aperccedilus sur quelques logiciels de simulation

utiliseacutes pour des eacutetudes en supportagrave la conception et aux analyses de sucircreteacute

des reacuteacteurs de recherche franccedilais

Sommaire XXIII

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Depuis la deacutecouverte de la fission nucleacuteaire1 en 1938 les scientifiques se sontfortement inteacuteresseacutes agrave cette proprieacuteteacute de la matiegravere qui bien maicirctriseacutee permet deproduire une grande quantiteacute drsquoeacutenergie pouvant ecirctre convertie en eacutelectriciteacute Le deacuteve-loppement de lrsquoutilisation de cette forme drsquoeacutenergie au cours du temps a neacutecessiteacute denombreuses eacutetudes et expeacuteriences tregraves largement meneacutees agrave lrsquoaide de reacuteacteurs derecherche outils drsquoexpeacuterimentation indispensables pour lrsquoacquisition des connaissanceset le deacuteveloppement des techniques neacutecessaires agrave la conception et agrave lrsquoexploitation dansdes conditions de sucircreteacute satisfaisantes des reacuteacteurs nucleacuteaires de production drsquoeacutelec-triciteacute Mais parallegravelement les reacuteacteurs de recherche ont vu leur utilisation eacutetendue agravebien drsquoautres domaines

Pour le preacutesent ouvrage lrsquoappellation laquo reacuteacteur de recherche raquo a eacuteteacute retenuecorrespondant agrave son eacutequivalent anglo-saxon research reactor largement adopteacute dans lemonde sachant que en France lrsquoappellation laquo reacuteacteur drsquoexpeacuterimentation raquo est parfoisutiliseacutee Il ne faut pas confondre ces reacuteacteurs avec les reacuteacteurs eacutelectrogegravenes agrave caractegravereexpeacuterimental ou prototype comme le reacuteacteur agrave eau lourde EL4 en France (centralenucleacuteaire de Brennilis) ou en Suisse le reacuteacteur de la centrale nucleacuteaire de LucensCertains des reacuteacteurs eacutelectrogegravenes seront cependant eacutevoqueacutes lorsque des expeacuterimenta-tions y sont ou y ont eacuteteacute meneacutees comme par exemple le reacuteacteur eacutelectrogegravene agrave neutronsrapides PHENIX refroidi au sodium bien qursquoils ne relegravevent pas strictement de la cateacutegoriedes reacuteacteurs de recherche

1 Pheacutenomegravene par lequel le noyau drsquoun atome lourd se scinde en deux noyaux plus petits sous lrsquoimpactdrsquoun neutron

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Les reacuteacteurs de recherche sont des installations nucleacuteaires permettant de fournir desflux2 intenses de neutrons Ces reacuteacteurs qui fonctionnent agrave de faibles tempeacuteratures etpressions sont plus simples que les reacuteacteurs eacutelectrogegravenes de puissance Ils ne neacutecessi-tent que peu de combustible et leur inventaire3 en produits de fission reste beaucoup plusfaible Par contre ils neacutecessitent lrsquoutilisation drsquoun combustible beaucoup plus enrichi enisotope 235 de lrsquouranium que celui utiliseacute pour les reacuteacteurs eacutelectrogegravenes de puissance lrsquoenrichissement en isotope 235 de lrsquouranium peut ainsi atteindre 20 voire 93 danscertains cas

Depuis la divergence4 du premier reacuteacteur nucleacuteaire (Chicago Pile-1) qui a eacuteteacute reacutealiseacuteele 2 deacutecembre 1942 par lrsquoeacutequipe dirigeacutee par Enrico Fermi agrave lrsquouniversiteacute de Chicago ndash lapremiegravere divergence drsquoun reacuteacteur de recherche en France la laquo pile atomique raquo ZOEacute5 futreacutealiseacutee au mois de deacutecembre 1948 ndash pregraves de 800 reacuteacteurs de recherche ont eacuteteacuteconstruits ou sont en cours de construction dans le monde Environ 220 reacuteacteurs derecherche sont en service dans pregraves de 55 pays Leur puissance thermique peut varier de0 agrave 250 MW (agrave comparer agrave la puissance thermique drsquoenviron 3 000 MW drsquoun reacuteacteur agraveeau sous pression deacutelivrant une puissance eacutelectrique de 900 MWe) mais pour 90 drsquoentre eux environ elle est infeacuterieure agrave 10 MW Leurs conceptions leurs modes defonctionnement et leurs utilisations sont tregraves divers

Parmi les nombreuses utilisations des reacuteacteurs de recherche il convient de citer larecherche fondamentale et la recherche dite appliqueacutee (crsquoest-agrave-dire visant des objectifspratiques deacutetermineacutes) lrsquoeacuteducation et la formation des ingeacutenieurs et des personnels delrsquoindustrie eacutelectronucleacuteaire ainsi que la production de radioisotopes agrave usage meacutedicalDans le domaine de la recherche appliqueacutee les reacuteacteurs de recherche ont joueacute un rocircledeacuteterminant dans le deacuteveloppement des technologies des reacuteacteurs nucleacuteaires eacutelectro-gegravenes y compris celles de dispositifs ou systegravemes jouant un rocircle en matiegravere de sucircreteacute Eneffet lrsquoutilisation de reacuteacteurs de recherche a permis de reacutealiser en particulier des eacutetudesde neutronique des cœurs des reacuteacteurs eacutelectrogegravenes et des eacutetudes du comportementdes combustibles et des mateacuteriaux de ces reacuteacteurs sous lrsquoeffet de lrsquoirradiation Elle a aussipermis des eacutetudes de situations accidentelles jusques et y compris la fusion decombustible et le transfert de produits de fission vers lrsquoenvironnement reacutesultant deces situations

Pour ce qui concerne la sucircreteacute les reacuteacteurs de recherche sont comme tous reacuteacteursnucleacuteaires des installations dans lesquelles se deacuteroule une reacuteaction en chaicircne qursquoilconvient de maicirctriser avec lrsquoensemble des risques associeacutes agrave de telles installations(endommagement du combustible disseacutemination de produits radioactifs irradiation depersonnelshellip) Mais ces risques sont selon les reacuteacteurs de recherche et leurs utilisationsde nature et drsquoampleur varieacutees Cela implique des analyses de sucircreteacute au cas par cas et de

2 Nombre de neutrons traversant une uniteacute de surface fermeacutee pendant une uniteacute de temps3 Expression couramment utiliseacutee pour deacutesigner les quantiteacutes et la nature (isotopes) de ces produits de

fission4 La divergence nucleacuteaire est le deacutemarrage du processus de reacuteaction nucleacuteaire en chaicircne dans un

reacuteacteur nucleacuteaire5 ZOEacute (Z comme zeacutero O comme oxyde drsquouranium et E comme eau lourde ou encore ZeacuterO Eacutenergie) est

aussi appeleacute EL1 (EL comme eau lourde)

2 Eacuteleacutements de sucircreteacute nucleacuteaire ndash Les reacuteacteurs de recherche

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srsquoassurer que les conditions de reacutealisation des diffeacuterentes expeacuteriences qui y sont meneacuteespour les besoins de la recherche sont compatibles avec les impeacuteratifs de sucircreteacute

Il existe neacuteanmoins quelques sujets geacuteneacuteriques en matiegravere de sucircreteacute des reacuteacteurs derecherche Pour beaucoup des reacuteacteurs existants (en exploitation) la dureacutee de vie fixeacuteeau moment de leur conception est deacutepasseacutee et 60 drsquoentre eux ont plus de 40 ans drsquoacircgeDe ce fait se posent avec une acuiteacute particuliegravere des questions lieacutees agrave lrsquoobsolescence et auvieillissement6 de certains de leurs composants ainsi qursquoagrave la neacutecessiteacute de remises agrave niveaupour tenir compte notamment de lrsquoeacutevolution des connaissances relatives agrave certainsrisques ou encore de lrsquoeacutevolution de critegraveres de sucircreteacute

Par ailleurs selon leur nature et leur utilisation les reacuteacteurs de recherche peuventsoulever certaines questions speacutecifiques dans le domaine des facteurs organisationnels ethumains Agrave titre drsquoexemple la reacutealisation drsquoexpeacuteriences dans les reacuteacteurs de recherchepeut se traduire par de nombreuses manipulations sur les cœurs de ces reacuteacteurs ycompris lorsqursquoils sont en fonctionnement

Le preacutesent ouvrage est structureacute en deux parties

ndash une premiegravere partie dresse un panorama geacuteneacuteral des reacuteacteurs de recherche auplan international et aborde en particulier certains aspects geacuteneacuteriques de la sucircreteacutede ces reacuteacteurs Les actions et les travaux meneacutes par lrsquoAIEA sont preacutesenteacutes ainsique les incidents et accidents seacuterieux survenus et les eacutevaluations conduites au planinternational agrave la suite de lrsquoaccident survenu en 2011 agrave la centrale de FukushimaDaiichi

ndash une deuxiegraveme partie plus deacuteveloppeacutee est consacreacutee aux reacuteacteurs de recherchefranccedilais et agrave diffeacuterents aspects de leur sucircreteacute acteurs et organisation du controcirclede la sucircreteacute en France objectifs geacuteneacuteraux principes et deacutemarches de sucircreteacuteaccidents pris en compte pour leur conception retour drsquoexpeacuterience (y comprisceux des accidents de la centrale nucleacuteaire de Tchernobyl et de FukushimaDaiichi) ameacuteliorations les plus marquantes effectueacutees agrave lrsquooccasion de certainsreacuteexamens de sucircreteacutehellip

6 Ageing management en anglais Cette notion sera preacuteciseacutee au paragraphe 222

Introduction geacuteneacuterale 3

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Partie 1

Panorama geacuteneacuteral internationaldes reacuteacteurs de recherche

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Chapitre 2Les diffeacuterents types de reacuteacteurs

de recherche situation globale danslemonde utilisations et risques associeacutes

21 Types de reacuteacteurs de recherche

Diffeacuterents types adapteacutes aux applications viseacutees

Les reacuteacteurs de recherche peuvent ecirctre classeacutes selon leurs finaliteacutes ou applicationsles diffeacuterences de conception de ces reacuteacteurs en reacutesultant En pratique on peutdistinguer

ndash les reacuteacteurs drsquoirradiation ou dits MTR (Material Testing Reactor) qui sont destineacutesprincipalement agrave des eacutetudes et des tests de divers mateacuteriaux et combustiblesnucleacuteaires notamment ceux utiliseacutes pour les reacuteacteurs de puissance ou encore agrave laproduction de radioisotopes agrave usage meacutedical

ndash les reacuteacteurs eacutequipeacutes de laquo canaux neutroniques7 raquo souvent appeleacutes laquo agrave faisceauxsortis de neutrons raquo qui sont deacutedieacutes essentiellement agrave la recherche fondamentalepar exemple pour des expeacuteriences de diffraction neutronique

7 Dans le cadre du preacutesent document les expressions suivantes seront utiliseacutees un canal neutroniquedeacutesignera lrsquoensemble constitueacute pour la partie en piscine du reacuteacteur drsquoun laquo doigt de gant raquo dontlrsquoextreacutemiteacute (dans la cuve drsquoeau lourde et au plus pregraves du cœur) sera appeleacutee laquo nez raquo et pour la partiehors piscine (dans le hall des expeacuterimentateurs) drsquoun laquo guide de neutrons raquo

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ndash les maquettes (ou assemblages) critiques de tregraves faible puissance thermique quisont utiliseacutees notamment pour la deacutetermination de donneacutees nucleacuteaires servant agravela validation de logiciels de simulation de neutronique des cœurs (de reacuteacteurs depuissance ou de recherche)

ndash les reacuteacteurs drsquoeacutetudes de sucircreteacute qui sont speacutecifiquement utiliseacutes pour eacutetudier dessituations accidentelles repreacutesentatives de celles susceptibles de se produire dansdes reacuteacteurs de puissance telles qursquoune perte de refroidissement du combustibleou une insertion de reacuteactiviteacute8 qui pourraient entraicircner sa fusion et le relacircchementde produits de fission dans lrsquoenvironnement

ndash les reacuteacteurs drsquoenseignement qui sont geacuteneacuteralement de faible puissance ther-mique et sont utiliseacutes pour la formation du personnel de lrsquoindustrie nucleacuteaire ainsique pour lrsquoenseignement universitaire

Diversiteacute des conceptions

Il existe une large gamme de types de conception pour les reacuteacteurs de recherchecontrairement aux reacuteacteurs de puissance pour lesquels un nombre restreint de types deconception srsquoest progressivement imposeacute Parmi la grande diversiteacute des reacuteacteurs derecherche on peut y distinguer deux groupes principaux que sont

ndash les reacuteacteurs agrave eau lourde9 (utiliseacutee comme fluide reacutefrigeacuterant modeacuterateur oureacuteflecteur neutronique)

ndash les reacuteacteurs refroidis et modeacutereacutes agrave lrsquoeau leacutegegravere

Parmi les autres types de reacuteacteurs de recherche on peut citer ceux qui sont modeacutereacutesneutroniquement par du graphite les reacuteacteurs homogegravenes utilisant une solution denitrate ou de sulfate drsquouranium ainsi que les reacuteacteurs agrave neutrons rapides qui ne

8 Pour caracteacuteriser le risque drsquoemballement drsquoun cœur on utilise la notion de reacuteactiviteacute crsquoest unegrandeur (deacutesigneacutee par ρ) permettant de mesurer lrsquoeacutecart drsquoun cœur par rapport agrave son eacutetat justecritique (ρ = 0)Typiquement le retrait ou lrsquoeacutejection intempestive drsquoune barre de controcircle ou deseacutecuriteacute drsquoun reacuteacteur nucleacuteaire hors de la zone du cœur va par la reacuteduction de la proportion desmateacuteriaux absorbants neutroniques dans le cœur se traduire par un surcroicirct de laquo reacuteactiviteacute raquo ducœur et donc une augmentation de sa puissance au moins localement Si cet eacuteveacutenement nrsquoest pasmaicirctriseacute par les systegravemes de surveillance et de protection du reacuteacteur il peut conduire agrave unendommagement significatif voire agrave la fusion drsquoeacuteleacutements combustibles du cœur Les expressionslaquo insertion raquo laquo injection raquo laquo introduction raquo ou laquo apport raquo sont indiffeacuteremment utiliseacuteesLrsquoexpression laquo excursion de puissance raquo deacutesigne le transitoire de puissance provoqueacute par uneinsertion de reacuteactiviteacute

9 Pour les reacuteacteurs utilisant du combustible agrave base drsquouranium 235 ce sont les neutrons lents de faibleeacutenergie (optimum pour E = 0025 eV) qui ont la plus forte probabiliteacute de produire des fissions Avecun modeacuterateur efficace les neutrons issus de la fission de lrsquouranium 235 sont ralentis jusqursquoagrave ce queleur eacutenergie cineacutetique soit agrave peu pregraves eacutegale agrave lrsquoeacutenergie drsquoagitation thermique du milieu diffusant(0025 eV agrave la tempeacuterature de 300 K) sans ecirctre absorbeacutes La plupart des fissions se produisent alors agravecette eacutenergie et le reacuteacteur est dit agrave neutrons thermiques Des fluides modeacuterateurs sont ainsiutiliseacutes lrsquoeau lourde (D2O) est le meilleur modeacuterateur devant par ordre deacutecroissant le graphite lebeacuteryllium et lrsquoeau leacutegegravere (H2O)

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neacutecessitent pas de modeacuterateur mais qui peuvent utiliser comme combustible un meacutelangedrsquooxyde drsquouranium et drsquooxyde de plutonium

ndash Les reacuteacteurs agrave eau lourde

Les reacuteacteurs agrave eau lourde sont de type laquo cuve dans une piscine raquo (tank in poolreactor type) Ils permettent de produire des flux intenses de neutrons thermiquesqui sont extraits du cœur gracircce agrave des canaux neutroniques geacuteneacuteralement pour desrecherches de physique fondamentale Les qualiteacutes modeacuteratrices de lrsquoeau lourdepermettent drsquoobtenir des faisceaux de neutrons exempts de neutrons rapides(consideacutereacutes comme parasites) bien adapteacutes aux expeacuteriences de physique de lamatiegravere Agrave lrsquoinverse ces reacuteacteurs sont peu adapteacutes aux tests de mateacuteriaux car lapreacutesence drsquoune cuve fermeacutee destineacutee agrave contenir lrsquoeau lourde rend difficile lrsquoaccegravesdrsquoeacutequipements au voisinage proche du cœur du reacuteacteur

ndash Les reacuteacteurs agrave eau leacutegegravere

Les reacuteacteurs agrave eau leacutegegravere dits de type piscine comportent les reacuteacteurs agrave cœurouvert et les reacuteacteurs ougrave le cœur est enfermeacute dans un caisson placeacutes dans les deuxcas dans une piscine (tank in pool reactor type) Ces reacuteacteurs sont des installationspolyvalentes geacuteneacuteralement utiliseacutees pour lrsquoirradiation de divers mateacuteriaux Il convientde noter que parmi les reacuteacteurs de recherche exploiteacutes actuellement dans le mondece sont les plus nombreux La figure 21 ci-apregraves montre le reacuteacteur HFR10 situeacute agravePetten aux Pays-Bas agrave caisson fermeacute

Les reacuteacteurs de type piscine agrave cœur ouvert permettent en geacuteneacuteral un accegraves facile auxemplacements drsquoirradiation mais la faible pression drsquoutilisation (proche de la pressionhydrostatique) se traduit par des puissances eacutevacuables moins eacuteleveacutees et donc par desflux neutroniques envisageables plus limiteacutes

Les reacuteacteurs de type piscine comportant un caisson fermeacute permettent drsquoatteindre desniveaux de puissance plus eacuteleveacutes que les preacuteceacutedents (avec des pressions plus importantes

Figure 21 Le reacuteacteur HFR de Petten de type piscine agrave caisson fermeacute copy NRG

10 High Flux Reactor

Les diffeacuterents types de reacuteacteurs de recherche situation globale dans le monde 9

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que dans les reacuteacteurs agrave cœur ouvert) mais leur utilisation pour des irradiations expeacuteri-mentales est moins facile du fait de la neacutecessiteacute de dispositifs de traverseacutee du caisson pouracceacuteder au plus pregraves du cœur lesflux neutroniques hors du caisson eacutetant moins importantsagrave cause de lrsquoabsorption des neutrons dans le mateacuteriau du caisson

Les reacuteacteurs agrave eau leacutegegravere de type piscine agrave cœur ouvert fonctionnent agrave de faiblespressions (quelques bars) deacutetermineacutees par la pression hydrostatique de la hauteur drsquoeausitueacutee au-dessus du cœur (une dizaine de megravetres) agrave laquelle srsquoajoute la pression derefoulement des pompes de circulation de lrsquoeau dans le cœur Pour les reacuteacteurs agrave eauleacutegegravere dont le cœur est situeacute dans un caisson fermeacute ou les reacuteacteurs agrave eau lourde les pressionsde fonctionnement peuvent ecirctre significativement plus importantes (environ 10 agrave 20 bars)

Parmi les reacuteacteurs agrave caisson fermeacute la conception adopteacutee pour le reacuteacteur BR211deacuteveloppeacute par SCK CEN au centre de recherche de Mol en Belgique12 en vue de faciliter lesexpeacuterimentations meacuterite drsquoecirctre mentionneacutee Ce reacuteacteur drsquoune puissance de 100 MW estmodeacutereacute et refroidi agrave lrsquoeau leacutegegravere sous une pression de 22 bars le cœur est constitueacute dans unmassif en beacuteryllium Pour faciliter lrsquoaccegraves aux emplacements drsquoirradiation le caisson sepreacutesente sous la forme drsquoun hyperboloiumlde de reacutevolution (diabolo ndash figure 22) dont le cœuroccupe la partie reacutetreacutecie Son couvercle supeacuterieur drsquoun diamegravetre environ deux fois plusgrand laisse ainsi plus drsquoespace pour implanter les manchettes de peacuteneacutetration des dispositifsdrsquoirradiation qui sont leacutegegraverement inclineacutes par rapport agrave la verticale13

Figure 22 Scheacutema du reacuteacteur BR2 copy SCK CEN

11 Belgian Reactor 212 Lrsquoun des plus importants producteurs de radioisotopes agrave usage meacutedical13 laquo Les reacuteacteurs de recherche raquo Francis Merchie Encyclopeacutedie de lrsquoeacutenergie 2015

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Combustible et cœur des reacuteacteurs de recherche

De faccedilon geacuteneacuterale les cœurs des reacuteacteurs de recherche sont constitueacutes drsquoeacuteleacutementscombustibles drsquoeacuteleacutements de controcircle et de seacutecuriteacute contenant des mateacuteriaux absorbantles neutrons drsquoeacuteleacutements reacuteflecteurs permettant de reacuteduire les fuites de neutrons produitsdans le cœur du reacuteacteur et drsquoemplacements libres pour des irradiations de mateacuteriaux

La description qui suit fait preacutefeacuterentiellement reacutefeacuterence aux reacuteacteurs de type piscine

Pour ces reacuteacteurs les constituants du cœur sont positionneacutes sur une grille supporteacuteepar une structure meacutetallique placeacutee au fond de la piscine remplie drsquoeau deacutemineacuteraliseacutee

Les eacuteleacutements combustibles14 peuvent se preacutesenter sous la forme drsquoun assemblage decrayons agrave base drsquooxyde drsquouranium mais plus geacuteneacuteralement de plaques dont le combus-tible est agrave base drsquoalliage drsquouranium (UAlx

15 ou U3Si2) et gaineacute en alliage drsquoaluminium(par laquo colaminage raquo) (figure 23) positionneacutes (les plaques eacutetant serties) dans une boicircteverticale (figure 24) canalisant lrsquoeau de refroidissement qui joue eacutegalement le rocircle de

Figure 23 Eacutetapes du proceacutedeacute de fabrication de plaques combustibles par laquo colaminage raquo Lrsquoacircmecombustible est un meacutelange de poudre combustible (UAlx U3Si2 UMox) et drsquoaluminium issue drsquounefusion U et Al Si ou Mo copy Georges GoueacuteIRSN

14 Pour plus de preacutecisions le lecteur pourra se reporter agrave lrsquoouvrage du CEA laquo Les combustiblesnucleacuteaires raquo monographie de la Direction de lrsquoeacutenergie nucleacuteaire 2008 notamment au chapitrelaquo Combustibles pour reacuteacteurs de recherche raquo

15 La deacutesignation plus couramment utiliseacutee est UAl Il en est de mecircme pour lrsquoalliage UMox qui seraeacutevoqueacute plus loin dont la deacutesignation courante est UMo

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modeacuterateur Le reacuteflecteur du cœur est geacuteneacuteralement constitueacute de beacuteryllium ou de graphiteIl peut aussi ecirctre constitueacute par une cuve agrave eau lourde entourant le cœur du reacuteacteur Pour lesreacuteacteurs dits laquo agrave faisceaux sortis de neutrons raquo des ouvertures sont ameacutenageacutees dans lesparois lateacuterales de la piscine pour le passage des canaux neutroniques

Si certains des premiers reacuteacteurs de recherche ont pu fonctionner avec de lrsquouraniumnaturel (comportant 07 de son isotope fissile 235) profitant des excellentesproprieacuteteacutes neutroniques de lrsquoeau lourde ou du graphite comme modeacuterateur et reacuteflec-teur16 la plupart utilisent de lrsquouranium dont lrsquoenrichissement en isotope 235 varie environde 20 jusqursquoagrave 93

Parmi les reacuteacteurs de type piscine largement utiliseacutes dans le monde on peutmentionner ici les reacuteacteurs TRIGA (abreacuteviation de TRaining Isotope General Atomics)conccedilus et construits par la socieacuteteacute ameacutericaine General Atomics17 (voir la figure 25montrant deux de ces reacuteacteurs) dont certaines de leurs caracteacuteristiques concernanttout particuliegraverement le combustible et le cœur meacuteritent drsquoecirctre mentionneacutees

Pregraves drsquoune quarantaine de reacuteacteurs TRIGA sont actuellement en service Le pluspuissant de ces reacuteacteurs est le reacuteacteur TRIGA du centre nucleacuteaire de Pitesti enRoumanie dont la puissance thermique est de 14 MW Les autres reacuteacteurs TRIGAont des puissances thermiques allant drsquoune centaine de kW jusqursquoagrave 3 MW

Le cœur drsquoun reacuteacteur TRIGA est positionneacute au fond drsquoune piscine contenant de lrsquoeaudeacutemineacuteraliseacutee Il comporte un reacuteflecteur en graphite ou en beacuteryllium et comprend

Figure 24 Diffeacuterents types drsquoeacuteleacutements ou drsquoassemblages combustibles de reacuteacteurs de recherchecopy Orano-CERCA

16 Reacuteacteurs NRX (National Research eXperimental) et NRU (National Research Universal) au Canadapar exemple

17 En 1996 General Atomics srsquoest associeacute agrave la socieacuteteacute franccedilaise CERCA (Compagnie pour lrsquoeacutetude et lareacutealisation de combustibles atomiques filiale drsquoOrano) pour creacuteer TRIGA International CERCAfabrique depuis cette date les assemblages des reacuteacteurs TRIGA

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geacuteneacuteralement une centaine de crayons de combustible contenant des pastilles agrave basedrsquoun meacutelange drsquouranium et drsquohydrure de zirconium (UZrH) gaineacutees drsquoacier inoxydable oudrsquoalliage 80018 Le meacutelange homogegravene drsquouranium (enrichi agrave 1975 en uranium 235) etdrsquohydrure de zirconium (utiliseacute comme modeacuterateur) permet drsquoobtenir un effet importantet surtout immeacutediat de contre-reacuteaction neutronique en cas drsquoaugmentation de latempeacuterature de ce meacutelange (coefficient de reacuteactiviteacute drsquoenviron -10 pcm19degC)20 Dufait de la bonne stabiliteacute meacutetallurgique de ce combustible et de sa capaciteacute agrave fonctionneragrave des tempeacuteratures eacuteleveacutees (habituellement agrave 750 degC avec une limite de stabiliteacute dumeacutelange combustible de 1 150 degC) ainsi que de lrsquoimportant coefficient de reacuteactiviteacuteneacutegatif le reacuteacteur TRIGA peut ecirctre laquo pulseacute raquo par des injections de reacuteactiviteacute agrave des niveauxde puissance tregraves eacuteleveacutes (pouvant atteindre pour les reacuteacteurs TRIGA actuellement enexploitation 22 000 MW) pendant des fractions de seconde car lrsquoaugmentation rapide dela puissance est rapidement arrecircteacutee par lrsquoeffet de reacuteactiviteacute neacutegatif du modeacuterateur Il esteacutegalement agrave noter que le combustible UZrH a un fort potentiel de reacutetention des produits defission comparativement aux plaques combustibles agrave base drsquoaluminium

Figure 25 Agrave gauche le reacuteacteur TRIGA de Mainz Allemagne copy Thomas Hartmann Johannes GutenbergUniversity Mainz agrave droite le reacuteacteur TRIGA de lrsquouniversiteacute de lrsquoOregon Eacutetats-Unis copy Oregon StateRadiation Center and School of Nuclear Science and Engineering

18 Il srsquoagit drsquoalliages de fer de nickel et de chrome qui combinent une bonne reacutesistance agrave la rupture etune excellente reacutesistance agrave lrsquooxydation et agrave la carburation aux tempeacuteratures eacuteleveacutees et dans denombreux environnements aqueux

19 pcm pour cent mille20 Il srsquoagit du coefficient Δk k degC repreacutesentant la variation relative du coefficient de multiplication

des neutrons par eacuteleacutevation de la tempeacuterature drsquoun degreacute Celsius

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22 Situation globale dans le monde

221 Donneacutees statistiques

Drsquoapregraves la base de donneacutees RRDB21 ndash donneacutees de mai 2018 ndash de lrsquoAgence inter-nationale agrave lrsquoeacutenergie atomique (AIEA) 807 reacuteacteurs de recherche ont eacuteteacute construits dansle monde et 23 sont en projet ou en cours de construction Parmi les reacuteacteurs construits430 reacuteacteurs ont eacuteteacute deacuteclasseacutes (plus de la moitieacute de ces reacuteacteurs sont aux Eacutetats-Unis)223 reacuteacteurs sont en service les 154 autres eacutetant en arrecirct de longue dureacutee sansutilisation (ou non encore deacuteclasseacutes) Environ

ndash 27 des reacuteacteurs de recherche ont une puissance (thermique) infeacuterieure agrave 1 kW

ndash 35 une puissance (thermique) comprise entre 1 kW et 1 MW

ndash 38 une puissance (thermique) supeacuterieure agrave 1 MW

Parmi les reacuteacteurs en service dans le monde

ndash plus de 50 drsquoentre eux correspondent agrave des reacuteacteurs drsquoirradiation technolo-gique (MTR) et polyvalents (produisant en outre des radioisotopes disposant delaquo faisceaux sortis de neutrons raquohellip)

ndash environ 20 drsquoentre eux sont du type maquette critique de tregraves faible puissance

ndash un peu plus de 10 drsquoentre eux sont des petits reacuteacteurs essentiellement deacutevolusagrave la formation et agrave lrsquoentraicircnement

La Feacutedeacuteration de Russie possegravede le plus grand nombre de reacuteacteurs (en service ouen arrecirct temporaire) de recherche (54) suivie par les Eacutetats-Unis (50) la Chine (16)le Japon (9) lrsquoAllemagne (7) et la France (5)22 Beaucoup de pays en voie dedeacuteveloppement possegravedent eacutegalement des reacuteacteurs de recherche ou en envisagentlrsquoacquisition Neuf reacuteacteurs de recherche sont en construction dans le monde etquatorze sont en projet

Malgreacute lrsquointeacuterecirct croissant porteacute aux reacuteacteurs de recherche par les pays en voie dedeacuteveloppement le nombre total de ces reacuteacteurs sur le plan mondial diminue drsquoune faccedilonreacuteguliegravere (cette baisse depuis 2005 correspond en moyenne agrave lrsquoarrecirct drsquoun reacuteacteur derecherche par an) Ce fait peut ecirctre attribueacute agrave lrsquoancienneteacute de certaines installations quineacutecessiteraient souvent drsquoimportants travaux de reacutenovation ou de modification pourporter leur sucircreteacute agrave un niveau approprieacute au vu des pratiques actuelles Cela peut aussi ecirctreducirc agrave lrsquoinsuffisance des moyens budgeacutetaires pour en assurer le fonctionnement et lamaintenance voire agrave lrsquoabsence de programme drsquoutilisation Agrave cet eacutegard il convient denoter que pregraves de 40 des reacuteacteurs de recherche sont sous-utiliseacutes (154 reacuteacteurs sonten arrecirct de longue dureacutee ou en arrecirct permanent)

21 Research Reactors Data Base Le recensement donneacute dans cette base tient compte des reacuteacteurs derecherche ne relevant pas que des installations nucleacuteaires civiles

22 Sont ici compteacutes dans la base RRDB les reacuteacteurs ISIS RHF CABRI ORPHEacuteE et MASURCA

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222 Aspects geacuteneacuteriques en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaireet de non-prolifeacuteration

Malgreacute leur diversiteacute de conception et de qualiteacute drsquoexploitation des questionsimportantes de sucircreteacute revecirctant un caractegravere geacuteneacuterique ont eacuteteacute souleveacutees pour denombreux reacuteacteurs de recherche exploiteacutes dans le monde ces questions visentessentiellement

ndash le maintien du niveau de sucircreteacute du fait du vieillissement des installations (au senslarge y compris lrsquoobsolescence de mateacuteriels)

ndash le management de leur sucircreteacute par les exploitants

ndash lrsquoefficaciteacute du controcircle reacuteglementaire de leur sucircreteacute

Ces eacuteleacutements ont en particulier eacuteteacute mis en eacutevidence par les diffeacuterents bilans de sucircreteacutedresseacutes par lrsquoAIEA agrave lrsquooccasion de diverses reacuteunions et ateliers techniques sur la base duretour drsquoexpeacuterience de ses activiteacutes concernant la sucircreteacute des reacuteacteurs de rechercheincluant les reacutesultats de nombreuses missions de laquo revue de sucircreteacute23 raquo

Un autre sujet marquant agrave caractegravere geacuteneacuterique est la laquo conversion raquo des reacuteacteurs derecherche utilisant initialement du combustible tregraves enrichi en uranium 235 afin de luisubstituer du combustible moins enrichi (nrsquoexceacutedant pas 20 drsquouranium 235) dans unsouci de non-prolifeacuteration nucleacuteaire

La maicirctrise du vieillissement et la laquo conversion raquo des reacuteacteurs de recherche utilisantdu combustible tregraves enrichi en isotope 235 de lrsquouranium font lrsquoobjet de deacuteveloppementsci-apregraves

En outre il a eacuteteacute indiqueacute preacuteceacutedemment que pregraves de 20 des reacuteacteurs de recherchesont dans une situation drsquoarrecirct prolongeacute sans utilisation et sans une claire deacutefinition deleur avenir Cela constitue un sujet de preacuteoccupation de lrsquoAIEA qui entreprend diffeacuterentesactions visant notamment agrave optimiser lrsquoutilisation des reacuteacteurs de recherche

2221 Maicirctrise du vieillissement des reacuteacteurs de recherche

Il convient de distinguer deux aspects

ndash le vieillissement proprement dit qui reacutesulte de divers meacutecanismes drsquoendommage-ment ndash ou pathologies ndash susceptibles drsquoaffecter des composants (structuresmeacutetalliques ouvrages de geacutenie civil cacircbles et autres eacutequipements eacutelectriques etc)au cours du temps qui en deacutepit des preacutecautions24 prises en termes de conception deconstruction et drsquoexploitation peuvent mener agrave des deacutegradations reacutedhibitoires(fissuration fragilisationhellip)

23 Il srsquoagit des Integrated Safety Assessment of Research Reactors (INSARR) (eacutevaluation inteacutegreacutee de lasucircreteacute des reacuteacteurs de recherche)

24 Notamment sous la forme de marges correspondant agrave des laquo provisions raquo pour les meacutecanismesdrsquoendommagement qui peuvent ecirctre anticipeacutes et quantifieacutes

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ndash lrsquoobsolescence de mateacuteriels au regard de lrsquoeacutetat le plus reacutecent des technologies desnormes et des exigences de sucircreteacute

Les bilans de lrsquoAIEA sur le retour drsquoexpeacuterience font ressortir que le vieillissement etlrsquoobsolescence figurent parmi les causes premiegraveres drsquoincidents survenant dans lesreacuteacteurs de recherche dans le monde

Le vieillissement et lrsquoobsolescence concernent tout particuliegraverement les reacuteacteursdrsquoirradiation dont certains sont utiliseacutes eacutegalement pour la production de radioisotopes agraveusage meacutedical

La deacutecision prise dans un pays de reacutenover un reacuteacteur de recherche ou de lrsquoarrecircteravec ou sans remplacement par un nouveau reacuteacteur va deacutependre de plusieurs facteursen particulier

ndash le taux drsquoutilisation de lrsquoinstallation

ndash les besoins du pays (ou de la reacutegion) en radioisotopes pour des applicationsmeacutedicales

ndash les eacutetudes expeacuterimentales agrave reacutealiser en accompagnement drsquoun programmeeacutelectronucleacuteaire national en cours ou envisageacute

ndash lrsquoeacutevolution de lrsquoenvironnement du reacuteacteur (urbain industrielhellip)

ndash lrsquoampleur et le degreacute de faisabiliteacute des travaux de reacutenovation neacutecessaires ainsi queleur coucirct y compris ceux pour atteindre un niveau de sucircreteacute satisfaisant

Il convient de noter que dans le cas des reacuteacteurs de recherche il est geacuteneacuteralementpossible de remplacer lrsquoensemble de leurs composants agrave lrsquoexception des ouvrages degeacutenie civil Cela a eacuteteacute confirmeacute par les importantes reacutenovations effectueacutees pour diffeacuterentsreacuteacteurs de recherche

Comme pour les autres types drsquoinstallations nucleacuteaires le vieillissement et lrsquoobso-lescence pour les reacuteacteurs de recherche peuvent conduire agrave une reacuteduction des marges desucircreteacute (par rapport agrave des pheacutenomegravenes redouteacutes) si de telles eacutevolutions ne sont pasdeacutetecteacutees et corrigeacutees agrave temps

Lrsquoobsolescence peut notamment se traduire par des difficulteacutes agrave approvisionner despiegraveces de rechange pour le remplacement de composants importants pour la sucircreteacute

Le vieillissement peut affecter des eacutequipements importants au point de vue de lasucircreteacute par exemple la corrosion du cuvelage de la piscine du reacuteacteur ou encore destuyauteries de circuits de refroidissement Il peut aussi accroicirctre le risque de deacutefaillancesdites de mode commun25 de composants redondants

Si pour de nombreux reacuteacteurs de recherche la plupart des structures systegravemes etcomposants (SSC26) sont remplaccedilables une approche systeacutematique de maicirctrise du

25 Deacutefaillances de plusieurs composants du fait drsquoune mecircme cause26 Structures Systems and Components expression anglaise utiliseacutee notamment dans les normes de

lrsquoAIEA

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vieillissement associeacutee agrave un programme effectif permettant drsquoassurer cette maicirctrise estneacutecessaire Cela implique par exemple lrsquoutilisation de mateacuteriaux ayant une grandereacutesistance agrave la corrosion ou de mateacuteriaux compatibles entre eux (pour effectuer dessoudures pour des protections radiologiques en piscines27 etc) ou encore lrsquoeacutetablisse-ment de programmes de controcircle et de maintenance des eacutequipements incluant lasurveillance drsquoeacutechantillons repreacutesentatifs deacutedieacutes au suivi ou agrave lrsquoanticipation du vieillisse-ment drsquoeacutequipements importants pour la sucircreteacute Drsquoune faccedilon geacuteneacuterale tous les para-megravetres pouvant influencer le vieillissement des installations et entraicircner la deacutegradationde structures systegravemes et composants importants pour la sucircreteacute doivent faire lrsquoobjetdrsquoun suivi approprieacute durant la vie du reacuteacteur

Il convient que la maicirctrise du vieillissement soit mise en place et reacutealiseacutee de faccedilonproactive et anticipative durant les diffeacuterentes phases de la vie drsquoun reacuteacteur derecherche Par exemple les modifications apporteacutees agrave un reacuteacteur de recherche ou agraveses dispositifs expeacuterimentaux ne doivent pas venir entraver les inspections et les testsdestineacutes agrave deacutetecter les signes de vieillissement de structures systegravemes et composantsimportants pour la sucircreteacute ndash si possible plutocirct agrave les faciliter Cet objectif peut ecirctre satisfaiten rendant (lors de la conception initiale de lrsquoinstallation) et en conservant (enexploitation) ces mateacuteriels accessibles sans preacutejudice de lrsquoexposition aux rayonnementsionisants des personnes effectuant les inspections notamment

Enfin le retour drsquoexpeacuterience existant sur le vieillissement qursquoil soit speacutecifique dureacuteacteur concerneacute ou geacuteneacuterique incluant aussi le retour drsquoexpeacuterience drsquoinstallationsindustrielles doit ecirctre pris en compte pour la maicirctrise de son vieillissement Il existe sur cesujet une base de donneacutees de lrsquoAIEA dont lrsquoobjectif est drsquoassurer agrave lrsquoeacutechelle mondiale unpartage des connaissances

2222 laquo Conversion raquo des reacuteacteurs de recherche utilisantdu combustible tregraves enrichi en uranium 235

Lrsquoutilisation dans les reacuteacteurs de recherche de combustibles agrave base drsquouranium tregravesenrichi en isotope 235 preacutesente un risque de deacutetournement de cette matiegravere fissile pourun usage non pacifique Ce risque est drsquoautant plus important que la faible radioactiviteacutede ces combustibles facilite leur manipulation

Lrsquouranium tregraves enrichi en isotope 235 diffegravere de lrsquouranium naturel ou agrave faibleenrichissement utiliseacute dans les reacuteacteurs de puissance par sa teneur eacuteleveacutee en cet isotope(elle peut atteindre 93 ) Il est agrave cet eacutegard consideacutereacute que la teneur maximalelaquo non prolifeacuterante raquo est de 20 compte tenu des risques associeacutes de deacutetournementou de vol de combustibles non irradieacutes et des risques lieacutes agrave la production de plutonium aucours de lrsquoirradiation en reacuteacteur de combustibles faiblement enrichis en isotope 235

Dans les anneacutees 1950 et 1960 les Eacutetats-Unis et lrsquoUnion sovieacutetique ont commenceacute agraveexporter de lrsquouranium tregraves enrichi en isotope 235 dans le cadre de leurs programmes de

27 Par exemple le plomb peut provoquer une corrosion de structures en aluminium selon la qualiteacutephysico-chimique de lrsquoeau

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coopeacuteration nucleacuteaire dans le domaine civil (en particulier le programme ameacutericain Atomsfor Peace28 lanceacute en 1954)

En 1978 le Department of Energy29 (DOE) des Eacutetats-Unis a lanceacute le programmeintituleacute Reduced Enrichment for Research and Test Reactors30 (RERTR) dont le but eacutetaitde laquo convertir raquo les reacuteacteurs de recherche utilisant du combustible tregraves enrichi enuranium 235 et drsquoorigine ameacutericaine agrave lrsquoutilisation de combustible agrave faible enrichisse-ment (infeacuterieur agrave 20 ) Au milieu des anneacutees 1980 ce programme a eacuteteacute eacutetendu pour yinclure les installations de production de radioisotopes avec en particulier le deacuteveloppe-ment de technologies de production de molybdegravene 99 pour la meacutedecine nucleacuteaire agrave lrsquoaidede cibles drsquouranium agrave faible enrichissement en isotope 235

Au deacutebut des anneacutees 1990 le programme a eacutegalement eacuteteacute eacutetendu en collaborationavec des instituts russes aux reacuteacteurs utilisant du combustible tregraves enrichi drsquooriginerusse Cela a concerneacute du combustible tregraves enrichi neuf ou useacute de reacuteacteurs de rechercheen Pologne Serbie Ukraine et Ouzbeacutekistan dans le cadre de leur laquo conversion raquo agrave ducombustible de faible enrichissement en uranium 235

Apregraves les attaques terroristes du 11 septembre 2001 sur les tours du World TradeCenter agrave New York les efforts et les ressources deacutedieacutes agrave la reacuteduction de lrsquoenrichissementen uranium 235 des combustibles utiliseacutes dans les reacuteacteurs de recherche ont eacuteteacutefortement augmenteacutes notamment avec le lancement par lrsquoadministration ameacutericaine en2004 du programme Global Threat Reduction Initiative31 qui a regroupeacute le programmeRERTR avec drsquoautres initiatives ameacutericaines Cela vise notamment agrave renforcer lesconditions drsquoautorisation des exportations drsquouranium tregraves enrichi en isotope 235 pourles reacuteacteurs de recherche et agrave reacutecupeacuterer les combustibles nucleacuteaires tregraves enrichisexporteacutes apregraves leur utilisation en assurant leur seacutecuriteacute

Du lancement du programme RERTR agrave la fin de lrsquoanneacutee 2011 environ 75 reacuteacteurs derecherche (parmi 129 reacuteacteurs de recherche seacutelectionneacutes dans le cadre de ce programmepour la conversion incluant les reacuteacteurs universitaires ameacutericains) ont eacuteteacute laquo convertis raquoagrave lrsquoutilisation de combustible agrave faible enrichissement en uranium 235 ou onteacuteteacute deacutefinitivement arrecircteacutes Lrsquoobjectif du programme est de terminer vers 2020 lalaquo conversion raquo des reacuteacteurs restants sachant que pour 28 drsquoentre eux la laquo conversion raquosuppose la laquo qualification raquo drsquoun nouveau combustible UMo32 de haute densiteacute (environ7 grammes drsquouranium par cm3)

Il convient de noter que la majoriteacute des laquo conversions raquo dans les pays en voie dedeacuteveloppement ont eacuteteacute reacutealiseacutees en coopeacuteration avec lrsquoAIEA et que cette laquo conversion raquoa eacuteteacute lrsquooccasion pour certains drsquoentre eux drsquoune reacutenovation drsquoeacutequipements importantspour la sucircreteacute

28 Des atomes pour la paix29 Ministegravere de lrsquoeacutenergie ameacutericain30 Reacuteduire lrsquoenrichissement pour les reacuteacteurs drsquoessais et de recherche31 Initiative mondiale de reacuteduction des menaces32 Combustible agrave base drsquoun alliage drsquouranium et de molybdegravene dans une matrice environnante

drsquoaluminium (voir la figure 23)

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23 Utilisations des reacuteacteurs de rechercheet principaux risques associeacutes

Plusieurs reacuteacteurs de recherche implanteacutes dans des universiteacutes ou dans desorganismes de recherche sont utiliseacutes pour la formation drsquoeacutetudiants drsquoingeacutenieurs etde personnels de lrsquoindustrie nucleacuteaire incluant les personnels drsquoexploitation de reacuteacteursde recherche et de reacuteacteurs de puissance ou encore drsquoautoriteacutes de sucircreteacute nucleacuteaire

Les reacuteacteurs de recherche constituent eacutegalement des outils pour la recherchefondamentale et des recherches appliqueacutees notamment dans les domaines de laphysique nucleacuteaire et des sciences de la matiegravere ainsi que de lrsquoanalyse par activationde la radiochimie et de la meacutedecine nucleacuteaire Ils permettent de produire une grandevarieacuteteacute de radioisotopes pour des applications meacutedicales ou industrielles ainsi que pourlrsquoagriculture et la recherche et de creacuteer des mateacuteriaux modifieacutes par transmutationneutronique33 pour lrsquoindustrie eacutelectronique Ils permettent aussi de tester divers types decombustibles nucleacuteaires et drsquoeacutetudier le comportement de diffeacuterents mateacuteriaux sousirradiation ou dans des conditions accidentelles simuleacutees

Ces diverses utilisations des reacuteacteurs de recherche sont deacuteveloppeacutees dans lesparagraphes qui suivent Le lecteur pourra aussi consulter agrave ce sujet le rapport eacutetablipar lrsquoAIEA en 2007 dressant un panorama deacutetailleacute de diverses utilisations des reacuteacteurs derecherche dans le monde34

231 Formation

En principe tous les reacuteacteurs de recherche peuvent ecirctre utiliseacutes pour lrsquoeacuteducation et laformation professionnelle dans le domaine nucleacuteaire Mais pour des raisons de sucircreteacute etdrsquoaccessibiliteacute les reacuteacteurs de recherche de faible puissance (jusqursquoagrave quelques centainesde kilowatts) sont mieux adapteacutes aux activiteacutes de formation qui peuvent inclurenotamment la reacutealisation de mesures neutroniques et de mesures de radioprotectionainsi que la caracteacuterisation drsquoun cœur de reacuteacteur en eacutetablissant la courbe drsquoefficaciteacute deseacuteleacutements absorbants et en mesurant le coefficient de tempeacuterature et la distribution depuissance Ce type de reacuteacteur permet eacutegalement aux personnes en formation drsquoacqueacuterirdes connaissances et une expeacuterience pratique du pilotage drsquoun reacuteacteur nucleacuteaire(approche sous-critique divergencehellip) Il est eacutevidemment important drsquoutiliser desconfigurations de cœur speacutecifiques preacutesentant une faible reacuteactiviteacute potentielle per-mettant de preacutevenir les accidents de reacuteactiviteacute en cas de fausse manœuvre Il est agrave notereacutegalement que le reacuteglage des seuils de seacutecuriteacute opeacuteration reacutepeacuteteacutee freacutequemment pour unreacuteacteur deacutedieacute agrave lrsquoenseignement constitue une opeacuteration dont la maicirctrise neacutecessite uneattention particuliegravere au point de vue des facteurs humains et organisationnels notam-ment de la part des formateurs ou du personnel drsquoexploitation

33 Dopage du silicium pour la fabrication de composants eacutelectroniques34 Technical Reports Series No 455 Utilization related design features of research reactors a

compendium 2007 Le lecteur pourra eacutegalement consulter lrsquoouvrage du CEA laquo Les reacuteacteursnucleacuteaires expeacuterimentaux raquo monographie de la Direction de lrsquoeacutenergie nucleacuteaire 2012

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232 Recherche fondamentale

Les laquo faisceaux sortis de neutrons raquo de reacuteacteurs de recherche permettent drsquoeffectuerdes recherches en physique nucleacuteaire ou en physique de la matiegravere condenseacutee et drsquoeacutetudierdes structures cristallines par diffraction des neutrons thermiques En effet les neutronsdont la masse unitaire est voisine de celle drsquoun atome drsquohydrogegravene et dont la chargeeacutelectrique est neutre peacutenegravetrent aiseacutement dans la plupart des mateacuteriaux et constituent ainsiun outil privileacutegieacute drsquoexploration de la matiegravere Avec une vitesse de lrsquoordre de 2 200 msles neutrons thermiques ont une longueur drsquoonde associeacutee de 018 nm (nanomegravetre)parfaitement adapteacutee agrave lrsquoeacutetude des structures cristallines par diffraction puisqursquoelle est dumecircme ordre de grandeur que les distances reacuteticulaires dans les cristaux35

Les reacuteacteurs les plus adapteacutes pour les expeacuteriences de diffusion et de diffractionneutroniques et les eacutetudes de physique des solides ont geacuteneacuteralement des puissancesthermiques supeacuterieures agrave une dizaine de meacutegawatts et des flux neutroniques supeacuterieurs agrave1014 neutronscm2s

Lrsquoutilisation drsquoune laquo source froide raquo contenant de lrsquohydrogegravene ou du deuteacuterium liquide(agrave une tempeacuterature drsquoenviron 20 K) ou drsquoune laquo source chaude raquo contenant du graphite (agraveune tempeacuterature drsquoenviron 1 500 K) permet de deacuteplacer le spectre drsquoeacutenergies desneutrons et drsquoobtenir pour certaines recherches des longueurs drsquoondes plus eacuteleveacuteesou plus faibles Par ailleurs lrsquoutilisation de canaux neutroniques dont la longueur peutatteindre une centaine de megravetres permet drsquoaugmenter le nombre drsquoexpeacuteriences instal-leacutees autour du reacuteacteur

Les principaux risques associeacutes aux expeacuteriences meneacutees aupregraves des canaux neutro-niques sont des risques industriels classiques et des risques drsquoirradiation pour lesexpeacuterimentateurs Des irradiations eacuteleveacutees drsquoexpeacuterimentateurs se sont produitesdans diffeacuterentes installations soit agrave la suite de dysfonctionnements drsquoorganes desucircreteacute (tels que des obturateurs de faisceaux neutroniques des balises ou desdispositifs de signalisation et de mesures de rayonnements) soit du fait drsquoun non-respect de consignes de seacutecuriteacute par les expeacuterimentateurs Beaucoup des expeacuterimen-tateurs concerneacutes provenaient drsquoorganismes exteacuterieurs et ne connaissaient pas neacuteces-sairement les diffeacuterents risques associeacutes aux zones expeacuterimentales dans lesquelles ilstravaillaient Agrave la suite de ces incidents drsquoirradiation les exploitants ont pris desdispositions pour mieux sensibiliser les expeacuterimentateurs aux risques associeacutes agrave leurszones de travail (par exemple mise en place agrave lrsquoentreacutee de chaque zone expeacuterimentaledrsquoune affiche signalant les risques classiques et radiologiques associeacutes) Des modifi-cations mateacuterielles ont eacuteteacute eacutegalement reacutealiseacutees par exemple pour deacuteclencher unealarme sonore et visuelle en cas drsquoaccegraves non autoriseacute dans une zone expeacuterimentale ougravele deacutebit de dose deacutepasse une valeur preacutedeacutefinie

Enfin les risques associeacutes aux laquo sources froides raquo et aux laquo sources chaudes raquonotamment ceux drsquoexplosion drsquohydrogegravene ou de deuteacuterium ou drsquoexplosion de vapeur (parinteraction entre du graphite et de lrsquoeau) qui sont susceptibles drsquoaffecter le cœur drsquoun

35 laquo Les reacuteacteurs de recherche raquo Francis Merchie Encyclopeacutedie de lrsquoeacutenergie 2015

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reacuteacteur ou ses laquo barriegraveres raquo de confinement sont agrave traiter dans le cadre de ladeacutemonstration de sucircreteacute36 de ce reacuteacteur

233 Irradiations expeacuterimentales

Les reacuteacteurs de recherche ayant une puissance thermique supeacuterieure agrave une dizaine demeacutegawatts constituent un outil de choix pour lrsquoeacutetude et la qualification de combustiblesnucleacuteaires de mateacuteriaux de structures et de composants des reacuteacteurs de puissance(cuves eacutequipements internes absorbants neutroniques etc) Les irradiations peuventecirctre reacutealiseacutees dans des conditions neutroniques et thermohydrauliques repreacutesentativesdu fonctionnement normal des reacuteacteurs de puissance ou pour certains reacuteacteursdrsquoirradiation le permettant dans des conditions repreacutesentatives de situations acciden-telles de reacuteacteurs de puissance correspondant agrave des insertions de reacuteactiviteacute ou agrave desreacuteductions du deacutebit de refroidissement du cœur du reacuteacteur sans aller jusqursquoagrave desconditions seacutevegraveres (fusion de combustible) qui sont speacutecifiquement eacutetudieacutees avec lesreacuteacteurs drsquoessais de sucircreteacute

Lrsquoutilisation de reacuteacteurs de recherche pour la reacutealisation de telles irradiationspreacutesente des avantages importants par rapport aux reacuteacteurs de puissance

ndash leur flux neutronique plus eacuteleveacute permet drsquoobtenir les doses drsquoirradiation preacutevuesdans des deacutelais plus courts (par exemple pour lrsquoeacutetude du vieillissement demateacuteriaux sous irradiation)

ndash la possibiliteacute de mieux instrumenter les eacutechantillons agrave eacutetudier permet de mesurerpar exemple de faccedilon plus preacutecise des tempeacuteratures des pressions et les fluxneutroniques

ndash la possibiliteacute de rapprocher des eacutechantillons de combustibles agrave eacutetudier du cœur dureacuteacteur en utilisant un laquo dispositif agrave deacuteplacement raquo (teacutelescopique) permetde simuler des rampes37 lentes de puissance (figure 26)

ndash les risques sont plus faibles en cas drsquoaccident lors du deacuteroulement drsquoune irradiationexpeacuterimentale

Les irradiations sont geacuteneacuteralement reacutealiseacutees dans des dispositifs expeacuterimentauxcontenant les eacutechantillons de combustible ou les mateacuteriaux agrave irradier dans des conditionsbien deacutefinies en termes de tempeacuterature de pression de flux neutronique de fluideenvironnant (gaz neutre eau liquide ou sous forme de vapeur sodium liquide etc)

Chaque dispositif drsquoirradiation doit faire lrsquoobjet drsquoun examen speacutecifique en termes desucircreteacute traitant en particulier des risques associeacutes aux interactions possibles entre ledispositif et le reacuteacteur agrave savoir lrsquoimpact possible du dispositif sur la sucircreteacute du reacuteacteur etdes autres laquo expeacuteriences raquo ainsi que lrsquoimpact sur la sucircreteacute du dispositif des

36 Les dispositions qursquoun exploitant a retenues en vue drsquoassurer un niveau de sucircreteacute approprieacute de soninstallation doivent ecirctre deacutecrites dans des documents qui visent agrave preacutesenter les justifications dubien-fondeacute de ces dispositions et de leur caractegravere suffisant ce qui est convenu drsquoappelerlaquo deacutemonstration de sucircreteacute raquo

37 Eacutevolutions lentes de puissance au regard de transitoires rapides (laquo pulses raquo)

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eacuteveacutenements (lieacutes au reacuteacteur lui-mecircme ou aux eacuteveacutenements de type laquo agressions raquointernes ou externes) retenus pour la conception du reacuteacteur et la deacutemonstration desucircreteacute associeacutee

Parmi les dispositifs expeacuterimentaux utiliseacutes on peut mentionner ici les capsulesdrsquoirradiation ndash qui ne sont pas instrumenteacutees ndash et les boucles drsquoirradiation agrave eau agrave gaz ouagrave meacutetal fondu (par exemple du sodium pour la filiegravere des reacuteacteurs agrave neutrons rapidesrefroidis au sodium)

Les capsules drsquoirradiation comportent en geacuteneacuteral deux laquo barriegraveres raquo (enveloppesmeacutetalliques) externes entre la matiegravere radioactive et lrsquoexteacuterieur dont lrsquoeacutetancheacuteiteacute estsurveilleacutee par un suivi de la pression de la lame de gaz (azote ou heacutelium) preacutesente entre lesdeux laquo barriegraveres raquo La sucircreteacute des capsules repose sur des choix de conception justifieacutes pardes calculs drsquoeacutechauffement thermique et de monteacutee en pression de ses diffeacuterentsconstituants lors des irradiations ainsi que sur la compatibiliteacute chimique38 des mateacuteriauxmis en jeu Des incidents mettant en jeu des capsules drsquoirradiation se sont produits pareacuteclatement ou perte drsquoeacutetancheacuteiteacute de laquo barriegraveres raquo qui ont conduit agrave une contaminationde la piscine ou des structures du reacuteacteur voire agrave lrsquoirradiation drsquoexpeacuterimentateurs

Les boucles drsquoirradiation permettent drsquoeacutetudier le comportement de combustiblesnucleacuteaires utiliseacutes dans les diffeacuterentes filiegraveres de reacuteacteurs nucleacuteaires dans des conditions

Figure 26 Dispositif teacutelescopique du reacuteacteur OSIRIS servant agrave reacutealiser des rampes lentes de puissancedrsquoapregraves le rapport AIEA 455 copy DR

38 Risques de formation drsquoeutectiques de corrosion galvanique (acier au contact de lrsquoaluminium) etc

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repreacutesentatives des conditions de fonctionnement normales incidentelles ou acciden-telles des reacuteacteurs de puissance Ces boucles qui comme les capsules drsquoirradiationsont doteacutees drsquoenveloppes jouant un rocircle de laquo barriegravere raquo srsquoen distinguent par lrsquoexistencedrsquoun circuit de refroidissement des eacutechantillons eacutetudieacutes Comme cela a eacuteteacute indiqueacute plushaut le fluide de refroidissement peut ecirctre de lrsquoeau (sous pression) un gaz ou un meacutetalfondu

Les diffeacuterents paramegravetres drsquoun dispositif expeacuterimental drsquoirradiation (pressions tempeacute-ratures deacutebits de refroidissement dans le cas des boucles etc) sont suivis en continu aucours des irradiations Des actions de seacutecuriteacute deacuteclenchent lrsquoarrecirct automatique du reacuteacteurou la mise en seacutecuriteacute du dispositif lui-mecircme (par exemple en cas de deacutepressurisation drsquouneboucle en pression) degraves lors que des seuils preacutedeacutefinis sont deacutepasseacutes

Les principaux risques associeacutes aux boucles drsquoirradiation incluent

ndash le risque de contamination et drsquoirradiation de personnels en cas de perte drsquoeacutetan-cheacuteiteacute des laquo barriegraveres raquo de la boucle

ndash le risque drsquoendommagement des structures de la boucle et drsquoeacutemission deprojectiles pouvant affecter la sucircreteacute du reacuteacteur en cas de fusion de lrsquoeacutechan-tillon de combustible testeacute suivie eacuteventuellement drsquoune explosion de vapeur (lafusion de lrsquoeacutechantillon peut faire partie des objectifs rechercheacutes pour certainesexpeacuteriences)

Des dispositions sont prises pour preacutevenir ces risques et en limiter leursconseacutequences

Quelques reacuteacteurs plus particuliegraverement deacutedieacutesagrave des essais de sucircreteacute

ndash CABRI (centre drsquoeacutetudes de Cadarache France)Essais relatifs au comportement de combustibles nucleacuteaires en cas drsquoinser-tions rapides de reacuteactiviteacute (reacuteacteurs agrave eau sous pression [REP] reacuteacteurs agraveneutrons rapides refroidis au sodium [RNR])

ndash SCARABEE (centre drsquoeacutetudes de Cadarache France) ndash ce reacuteacteur a eacuteteacutearrecircteacute et deacutemanteleacuteEssais en support agrave lrsquoeacutetude drsquoaccidents de fusion par bouchage drsquoassemblagedans les RNR

ndash PHEBUS (centre drsquoeacutetudes de Cadarache France)Essais relatifs aux accidents de refroidissement des REP et aux transferts deproduits de fission associeacutes

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ndash NSRR (Nuclear Safety Research Reactor39 Tokai Mura Japon)Essais en support agrave lrsquoeacutetude drsquoinsertions rapides de reacuteactiviteacute pour lescombustibles de RNR et de reacuteacteurs refroidis agrave lrsquoeau leacutegegravere

ndash TREAT (Transient Reactor Test Facility40 - Idaho National LaboratoriesIdaho Falls Eacutetats-Unis)Essais en support agrave lrsquoeacutetude drsquoinsertions rapides de reacuteactiviteacute pour diverscombustibles (RNR reacuteacteurs refroidis agrave lrsquoeau leacutegegraverehellip)

234 Applications meacutedicales

2341 Production de radioisotopes

Les radioisotopes que les reacuteacteurs de recherche permettent de produire sont utiliseacutesdans de nombreux domaines incluant notamment la meacutedecine nucleacuteaire lrsquoindustrielrsquoagriculture et la recherche

Lrsquoutilisation de radioisotopes agrave des fins meacutedicales est globalement en forte croissanceOn compte chaque anneacutee plus de 30 millions drsquoexamens et de traitements de cancersdans le monde Le molybdegravene 99 (99Mo) est un exemple de radioisotope tregraves freacutequem-ment utiliseacute Il sert agrave la preacuteparation de geacuteneacuterateurs de techneacutetium 99m qui est produitpar deacutesinteacutegration β du molybdegravene 99 (peacuteriode de 275 jours) Le molybdegravene 99 est unproduit de fission obtenu par lrsquoirradiation de petites plaques de combustible UAIlrsquouranium pouvant avoir diffeacuterents enrichissements en isotope 235 Dans certainsreacuteacteurs de recherche le 99Mo est produit par capture neutronique dans des ciblesenrichies en 98Mo

Les principaux reacuteacteurs producteurs de 99Mo dans le monde sont des reacuteacteursanciens (BR2 en Belgique HFR aux Pays-Bas NRU au Canada SAFARI41 en Afrique du Sudndash OSIRIS en France a eacuteteacute arrecircteacute agrave la fin de 2015) qui neacutecessitent souvent des arrecirctsfreacutequents pour des opeacuterations de maintenance ce qui peut engendrer des risques depeacutenurie mondiale de 99Mo

Les risques associeacutes agrave la production de radioisotopes dans les reacuteacteurs de rechercheincluent naturellement les risques de contamination et drsquoirradiation du personneldrsquoexploitation ainsi que le risque de rejets radioactifs dans lrsquoenvironnement

2342 Theacuterapie de tumeurs canceacutereuses par capture neutronique

Plusieurs reacuteacteurs de recherche sont utiliseacutes pour traiter des tumeurs (meacutelanomestumeurs du cerveau) La meacutethode utiliseacutee connue sous lrsquoacronyme BNCT (Boron

39 Reacuteacteur de recherche en sucircreteacute nucleacuteaire40 Installation drsquoessai pour lrsquoeacutetude de transitoires en reacuteacteurs41 South African Fundamental Atomic Research Installation 1

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Neutrons Capture Therapy42) est fondeacutee sur lrsquoabsorption de neutrons par le bore 10 Elleconsiste agrave injecter une solution de bore 10 dans la tumeur agrave traiter et agrave lrsquoirradier par unfaisceau de neutrons provenant du reacuteacteur Lrsquoabsorption de neutrons par le bore 10conduit agrave lrsquoeacutemission de particules alpha qui sont tregraves ionisantes Les cellules canceacutereusessont deacutetruites par ces particules dont le parcours est du mecircme ordre de grandeur que lediamegravetre des cellules

Des efforts de recherche restent neacutecessaires pour reacuteduire les dureacutees drsquoirradiation despatients et diminuer les doses reccedilues par les cellules saines

Radionucleacuteides artificiels produits dans des reacuteacteurs derecherche et utiliseacutes dans le secteur meacutedical

ndash Techniques de diagnostic

Techneacutetium 99m (issu de molybdegravene 99) xeacutenon 133 tritium (3H) carbone 14rutheacutenium 97 iode 125

ndash Traitements theacuterapeutiques

eacutemetteurs β (pour des synovites resteacutenoses (pathologies arteacuterielles)soins palliatifs (cancers osseux) yttrium 90 strontium 90 rheacutenium 186erbium 169 cuivre 64 samarium 153

eacutemetteurs γ (pour les cancers) cobalt 60 iridium 192

eacutemetteurβetγ (pourlescancersdelathyroiumldedeshyperthyroiumldies) iode131

235 Analyse par activation

Lrsquoanalyse par activation est une meacutethode permettant de deacuteterminer avec preacutecisiondes traces drsquoimpureteacutes dans des eacutechantillons de mateacuteriaux pour lesquels une hautepureteacute chimique est rechercheacutee Elle est fondeacutee sur la transformation de noyauxatomiques stables en noyaux radioactifs par irradiation neutronique de lrsquoeacutechantillontesteacute et sur la mesure des rayonnements eacutemis par les radionucleacuteides formeacutes dans lemateacuteriau irradieacute

Lrsquoanalyse par activation constitue le domaine drsquoutilisation le plus freacutequent desreacuteacteurs de recherche Pratiquement nrsquoimporte quel reacuteacteur ayant une puissanceexceacutedant une vingtaine de kilowatts est capable de fournir des flux de neutrons suffisantspour effectuer de telles analyses Lrsquoutilisation de tubes hydrauliques ou pneumatiques

42 Theacuterapie de capture de neutrons par le bore

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reliant le reacuteacteur aux laboratoires drsquoanalyses permet de mesurer des eacuteleacutements ayant unecourte peacuteriode radioactive

Du point de vue de la sucircreteacute les risques associeacutes agrave cette utilisation des reacuteacteurs derecherche sont geacuteneacuteralement faibles Il srsquoagit des risques de contamination de locaux ou depersonnes dans les laboratoires drsquoanalyses de risques drsquoirradiation agrave la suite du coincementdrsquoune navette contenant une capsule drsquoirradiation envoyeacutee dans un tube hydraulique oupneumatique ainsi que de risques de contamination de structures internes du reacuteacteur en casdrsquoeacutechauffement excessif drsquoeacutechantillons irradieacutes entraicircnant la perte de leur inteacutegriteacute et ladestruction de capsules drsquoirradiation Les dispositions agrave prendre pour eacuteviter les situationspreacuteciteacutees et pour en limiter les conseacutequences ainsi que la liste des mateacuteriaux dont lrsquoirradiationest interdite dans le reacuteacteur (comme par exemple le mercure agrave cause de ses proprieacuteteacutescorrosives) doivent ecirctre indiqueacutees dans les regravegles drsquoexploitation de lrsquoinstallation

236 Applications industrielles

Les applications industrielles des reacuteacteurs de recherche sont tregraves nombreuses Seulestrois drsquoentre elles tregraves courantes seront mentionneacutees ci-apregraves

Les laquo faisceaux sortis raquo de neutrons thermiques permettent drsquoeffectuer des neu-tronographies de divers objets La technique de controcircle non destructif par neutrono-graphie qui est fondeacutee sur la proprieacuteteacute des neutrons drsquoecirctre arrecircteacutes par des noyaux leacutegersest compleacutementaire de celle par radiographie car elle permet drsquoexaminer de faibleseacutepaisseurs drsquoeacuteleacutements leacutegers et de fortes eacutepaisseurs drsquoeacuteleacutements lourds La neutrono-graphie est utiliseacutee pour des controcircles non destructifs dans les domaines de lrsquoaeacuteronau-tique et de lrsquoespace (par exemple pour le controcircle des dispositifs pyrotechniques eacutequipantles lanceurs de fuseacutee) ainsi que dans le domaine nucleacuteaire On peut citer agrave titre drsquoexemplelrsquoinstallation de neutronographie des combustibles irradieacutes qui eacutetait associeacutee au reacuteacteurPHENIX agrave Marcoule composeacutee principalement drsquoun petit reacuteacteur constitueacute drsquoune cuvecontenant une solution fissile (nitrate drsquouranyle) eacutequipeacutee drsquoun circuit de refroidissementdrsquoun reacuteflecteur fixe et drsquoun reacuteflecteur mobile permettant par rapprochement avec lacuve drsquoinitier la reacuteaction en chaicircne

Lrsquoirradiation neutronique de lingots de silicium modifie ce mateacuteriau en y geacuteneacuterantdrsquoune faccedilon uniforme du phosphore 31 ce qui le rend semi-conducteur Cette meacutethodepermet drsquoobtenir une tregraves bonne distribution de la reacutesistiviteacute dans les lingots desilicium utiliseacutes pour la fabrication de composants pour lrsquoindustrie eacutelectronique telsque les diodes et thyristors

Lrsquoirradiation par des neutrons rapides permet drsquoobtenir une coloration du topazeutiliseacute en bijouterie Cette activiteacute est interdite dans beaucoup de pays mais est encoreeffectueacutee dans certains reacuteacteurs de recherche dans le monde

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Chapitre 3Aspects lieacutes agrave la conception

et agrave la deacutemonstration de la sucircreteacutedes reacuteacteurs de recherche

au plan international

31 Convergence des pratiques vers quelques grandsobjectifs principes et deacutemarches de sucircreteacute

La construction de reacuteacteurs nucleacuteaires (de recherche ou eacutelectrogegravenes) a deacutemarreacute aumilieu du XXe siegravecle par quelques pays (Eacutetats-Unis ex-Union sovieacutetique France Grande-Bretagne etc) engageacutes dans la recherche et la mise au point de technologies permettantde valoriser lrsquoeacutenergie issue de la fission nucleacuteaire agrave des fins de production drsquoeacutelectriciteacute

Compte tenu des questions de sucircreteacute et de radioprotection qui se posaient pour cesinstallations mobilisant notamment des matiegraveres nucleacuteaires et des produits de fissionradioactifs et dans lrsquoobjectif fondamental drsquoeacuteviter lrsquoexposition des travailleurs et despersonnes du public ainsi que le rejet de substances radioactives dans lrsquoenvironnementles industriels impliqueacutes adoptegraverent en relation avec les organismes et les instances desucircreteacute qui se mettaient progressivement en place quelques objectifs principes deacutemarchesou critegraveres de sucircreteacute fondamentaux il srsquoagit agrave titre drsquoexemples

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ndash du respect de laquo fonctions fondamentales de sucircreteacute raquo que sont43 pour tousreacuteacteurs la maicirctrise de la reacuteactiviteacute du cœur lrsquoeacutevacuation de la chaleur deacutegageacuteepar la matiegravere radioactive le confinement de celles-ci

ndash de lrsquointerposition de plusieurs laquo barriegraveres raquo physiques de confinement entre lesmatiegraveres radioactives et lrsquoenvironnement

ndash de la hieacuterarchisation des eacutequipements en fonction de leur importance pour lasucircreteacute (laquo classement de sucircreteacute raquo)

ndash ou encore de lrsquoadoption drsquoun principe de redondance44 pour les systegravemes les plusimportants pour la sucircreteacute etc

Ils adoptegraverent aussi des meacutethodes ou deacutemarches en matiegravere drsquoanalyse et dedeacutemonstration de sucircreteacute comme par exemple la deacutetermination et lrsquoanalyse drsquoeacuteveacutenementslieacutes aux installations elles-mecircmes agrave caractegravere normal incidentel ou accidentel ainsi quedrsquoeacuteveacutenements pouvant agresser ces installations internes ou externes (incendie inon-dation seacuteisme etc)

Les industriels deacuteveloppegraverent parallegravelement des regravegles pour la conception (incluant ledimensionnement45) et la construction drsquoeacutequipements traduisant les meilleures prati-ques eacuteprouveacutees et proposant diffeacuterents niveaux drsquoexigences ndash dont le choix pour chaqueeacutequipement est agrave faire en fonction notamment de son classement de sucircreteacute

Par ailleurs un partage drsquoexpeacuterience se mit progressivement en place au niveaunational puis au niveau international et dans certains pays notamment en France lapratique de reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute ndash preacuteciseacutee plus loin aux paragraphes 35 et 92ndash se deacuteveloppa y compris degraves les anneacutees 1990 pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais

Les organismes ndash industriels organismes techniques de sucircreteacute autoriteacutes de sucircreteacutehellip ndashrepreacutesentants de ces pays ont apporteacute leur expeacuterience et leurs savoir-faire dans lrsquoeacuteta-blissement de laquo standards46 raquo de sucircreteacute de lrsquoAIEA agrave usage international ndash la traductionfranccedilaise que nous utiliserons dans la suite de cet ouvrage est laquo normes raquo Ces normes desucircreteacute de lrsquoAIEA qui ont inteacutegreacute cette laquo connaissance raquo ont fait lrsquoobjet drsquoune concertationavec lrsquoensemble des Eacutetats membres47 en vue drsquoobtenir un large consensus

43 La formulation retenue par lrsquoAIEA (telle que dans le document SSR-3 qui sera eacutevoqueacute auparagraphe 323) est celle-ci laquo La conception drsquoune installation de reacuteacteur de recherche doitassurer lrsquoaccomplissement des principales fonctions de sucircreteacute suivantes (hellip) pour tous les eacutetats delrsquoinstallation (i) le controcircle de la reacuteactiviteacute (ii) lrsquoeacutevacuation de la chaleur du reacuteacteur et delrsquoentreposage du combustible et (iii) le confinement de la matiegravere radioactive la protection contreles radiations et le controcircle des rejets radioactifs preacutevus ainsi que la limitation des rejets radioactifsaccidentels raquo

44 Doublement voire plus de certains systegravemes mateacuteriels ou composants pour assurer une mecircmefonction dans le but drsquoen accroicirctre sa fiabiliteacute

45 Deacutetermination des caracteacuteristiques techniques (geacuteomeacutetrie drsquoun eacutequipement deacutebit drsquoune pompehellip)drsquoune installation lors de sa conception pour satisfaire agrave des critegraveres preacuteeacutetablis et agrave la pratiqueregraveglementaire

46 Le terme anglais correspondant est Safety Standards47 Le 23 octobre 1956 81 Eacutetats ont approuveacute le Statut de lrsquoAgence qui a ainsi eacuteteacute creacuteeacutee le 29 juillet

1957 LrsquoAIEA comptait au 30 avril 2018 170 Eacutetats membres

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Les normes de lrsquoAIEA sont des documents qui juridiquement nrsquoont pas de caractegravereobligatoire sachant toutefois drsquoune part qursquoils constituent le laquo reacutefeacuterentiel raquo documen-taire sur lequel lrsquoAIEA megravene ses missions de laquo revue de sucircreteacute raquo lorsqursquoil est solliciteacute parun Eacutetat membre drsquoautre part que tout particuliegraverement dans le cas des reacuteacteurs derecherche de nombreux Eacutetats membres ont inscrits ces normes de sucircreteacute dans leurregraveglementation nationale

Aussi le choix a eacuteteacute fait dans le preacutesent chapitre consacreacute agrave quelques-uns des aspectslieacutes agrave la conception et agrave lrsquoanalyse de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche au planinternational de srsquoappuyer sur le reacutefeacuterentiel documentaire de lrsquoAIEA

32 Les normes de sucircreteacute eacutetablies par lrsquoAIEALe statut de lrsquoAIEA lui permet drsquoeacutetablir des normes de sucircreteacute de promouvoir leur

application par ses Eacutetats membres et drsquoapporter une assistance dans ce domaine auxEacutetats membres qui en font la demande

Un code de (bonne) conduite (Code of Conduct) sur la sucircreteacute des reacuteacteurs derecherche a eacuteteacute eacutetabli et adopteacute par le Conseil des gouverneurs de lrsquoAIEA en mars 2004Ce code dont le texte est similaire agrave celui de la Convention sur la sucircreteacute nucleacuteaire quisrsquoapplique exclusivement aux reacuteacteurs de puissance est un document de haut niveaudont les orientations ne constituent pas une obligation juridique Il fournit des lignesdirectrices pour lrsquoeacutelaboration et lrsquoharmonisation des pratiques nationales en matiegraverereacuteglementaire et deacutefinit les conditions souhaitables pour la maicirctrise de la sucircreteacute desreacuteacteurs de recherche

Ce code de conduite est un eacuteleacutement-cleacute du programme drsquoactiviteacutes de lrsquoAIEA relatif auxreacuteacteurs de recherche Ce programme approuveacute par le Conseil des gouverneurscomprend notamment lrsquoeacutelaboration de normes de sucircreteacute qui concourent agrave lrsquoapplicationdes orientations du code de conduite agrave lrsquoorganisation et agrave la reacutealisation de laquo revues desucircreteacute raquo (INSARR) lrsquoorganisation de reacuteunions theacutematiques reacutegionales ou internationalesainsi qursquoagrave des activiteacutes de formation aux niveaux national ou reacutegional pour promouvoir lamise en œuvre des orientations du code de conduite Dans le cadre de ce programmelrsquoAIEA vise agrave faciliter le partage au niveau mondial du retour drsquoexpeacuterience drsquoexploitation etdes leccedilons tireacutees des eacuteveacutenements survenus dans des reacuteacteurs de recherche gracirccenotamment au systegraveme (base de donneacutees) IRSRR (Incident Reporting System for ResearchReactors48) et aux reacuteunions peacuteriodiques associeacutees (voir le chapitre 4 pour plus de deacutetails)Ce systegraveme est geacutereacute par lrsquoAIEA de la mecircme maniegravere que le systegraveme IRS49 de deacuteclarationdrsquoincidents pour les reacuteacteurs de puissance et le systegraveme FINAS50 relatif aux installationsdu cycle du combustible Il est toutefois agrave noter que seuls quelques incidents importantsou riches drsquoenseignements sont verseacutes dans ces bases de donneacutees

48 Systegraveme de deacuteclaration des incidents pour les reacuteacteurs de recherche49 International Reporting System for operating experience (systegraveme international de declaration

drsquoincidents)50 Fuel Incident Notification and Analysis System (systegraveme de notification et drsquoanalyse des incidents

relatifs au combustible)

Aspects lieacutes agrave la conception et agrave la deacutemonstration de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche 29

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321 Processus drsquoeacutelaboration des normes de sucircreteacutede lrsquoAIEA

Lrsquoeacutelaboration des normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA est organiseacutee par le Secreacutetariat delrsquoAgence avec le support de quatre comiteacutes speacutecialiseacutes (compeacutetents dans les domaines51

respectivement de la sucircreteacute nucleacuteaire de la sucircreteacute radiologique de la sucircreteacute des deacutechetsradioactifs et de la sucircreteacute du transport des matiegraveres radioactives) chapeauteacutes par laCommission des normes de sucircreteacute (CSS) dont les travaux sont soumis agrave lrsquoapprobation desEacutetats membres au sein du Conseil des gouverneurs Le processus drsquoeacutelaboration denouvelles normes ou de reacutevision de normes existantes est repreacutesenteacute scheacutematiquementsur la figure 31 LrsquoIRSN et lrsquoASN sont largement impliqueacutes dans le deacuteveloppement de cesnormes de sucircreteacute de lrsquoAIEA

Figure 31 Processus drsquoeacutelaboration ou de reacutevision des normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA (il est agrave noter que pourles documents de type Safety requirements (prescriptions de sucircreteacute) ou Safety fundamental (fondementsde sucircreteacute) lrsquoapprobation finale est donneacutee par le Conseil des gouverneurs) Georges GoueacuteIRSN

51 Il srsquoagit plus preacuteciseacutement du comiteacute des normes de sucircreteacute nucleacuteaire (NUSSC) du comiteacute des normesde sucircreteacute radiologique (RASSC) du comiteacute des normes de sucircreteacute des deacutechets (WASSC) du comiteacutedes normes de sucircreteacute du transport (TRANSSC)

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Il convient de signaler que drsquoautres organisations internationales speacutecialiseacuteespeuvent ecirctre ameneacutees agrave participer agrave lrsquoeacutelaboration de ces normes soit en contribuantdirectement agrave leur reacutedaction soit en faisant part de leurs observations sur des projetsde textes

Gracircce agrave la mise en œuvre du processus deacutecrit ci-dessus les normes de sucircreteacute de lrsquoAIEAtraduisent un large consensus de ses Eacutetats membres De ce fait la mise en œuvre desnormes de haut niveau (laquo fondements raquo et laquo prescriptions raquo de sucircreteacute ndash voir leparagraphe 322) peut ecirctre consideacutereacutee comme neacutecessaire pour obtenir un niveau desucircreteacute adeacutequat pour les installations nucleacuteaires sachant que la responsabiliteacute de veiller agraveleur sucircreteacute demeure une responsabiliteacute nationale Toutes les normes (y compris leslaquo guides raquo) de sucircreteacute sont geacuteneacuteralement reacuteexamineacutees cinq ans apregraves leur publication pourdeacuteterminer si une reacutevision srsquoimpose

322 Structure des normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA

Les normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA sont constitueacutees de trois types de documents du plusgeacuteneacuteral au plus speacutecifique on distingue les fondements de sucircreteacute les prescriptions desucircreteacute et les guides de sucircreteacute

Les fondements de sucircreteacute preacutesentent les objectifs et principes geacuteneacuteraux sur lesquelssont fondeacutees les diffeacuterentes normes de lrsquoAIEA dans le domaine de la sucircreteacute nucleacuteaire

Les prescriptions de sucircreteacute visent agrave preacuteciser les exigences agrave respecter pour assurer laprotection des personnes et de lrsquoenvironnement

Les guides de sucircreteacute apportent des eacuteleacutements et eacuteclairages de nature agrave faciliterlrsquoapplication des fondements et des prescriptions ils sont assortis le cas eacutecheacuteantdrsquoexemples de bonnes pratiques

Les normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA peuvent ecirctre diviseacutees en deux grandes familles lesnormes theacutematiques et les normes speacutecifiques agrave un type drsquoinstallations ou drsquoactiviteacutesnucleacuteaires Des prescriptions de sucircreteacute distinctes peuvent donc ecirctre eacutetablies drsquoune partpour des domaines transverses (theacutematiques) et drsquoautre part pour des installations ouactiviteacutes speacutecifiques (centrales nucleacuteaires reacuteacteurs de recherche installations du cycledu combustible manutentions et transports de matiegraveres radioactiveshellip) Les guides desucircreteacute eacutelaboreacutes pour les domaines theacutematiques sont peu nombreux au contraire de ceuxeacutetablis pour les diffeacuterents types drsquoinstallations

En 2006 lrsquoAIEA a adopteacute une nouvelle structure des normes de sucircreteacute (figure 32) quivise agrave assurer un lien logique clair entre les fondements les prescriptions et les guides desucircreteacute

Selon cette structure les prescriptions de sucircreteacute geacuteneacuterales font lrsquoobjet drsquoun documentunique tandis que des prescriptions de sucircreteacute particuliegraveres sont consacreacutees agrave diffeacuterentstypes drsquoinstallations ou drsquoactiviteacutes speacutecifiques Par ailleurs la nouvelle structure retient lamecircme approche drsquointeacutegration des diffeacuterents domaines (sucircreteacute nucleacuteaire sucircreteacute radio-logique sucircreteacute des deacutechets et du transport des matiegraveres radioactives) que celle retenuepour les fondements de sucircreteacute

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323 Preacutesentation succincte des normes de sucircreteacutepour les reacuteacteurs de recherche52

Un ensemble de normes de sucircreteacute a eacuteteacute eacutetabli par lrsquoAIEA dans le cadre de ses activiteacutesconcernant la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche Alors que la majoriteacute de ces normes sontaujourdrsquohui classeacutees dans la cateacutegorie des normes speacutecifiques agrave un type drsquoinstallationsdrsquoautres domaines de sucircreteacute importants pour les reacuteacteurs de recherche tels que lapreacuteparation aux situations drsquourgence et la gestion de telles situations53 relegraveventmaintenant des normes theacutematiques

Ces normes de sucircreteacute peuvent ecirctre utiles agrave tous les organismes impliqueacutes dans lasucircreteacute de reacuteacteurs de recherche qursquoil srsquoagisse de concepteurs et drsquoexploitants ou

Figure 32 Structure de la collection des normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA Georges GoueacuteIRSN

52 Eacutetat en juin 201853 Voir sur ce sujet les documents de lrsquoAIEA General Safety Requirements No GSR Part 7

Preparedness en Response for a Nuclear or Radiological Emergency et General Safety GuideNo GS-G21 Arrangements for Preparedness for a Nuclear or Radiological Emergency

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drsquoutilisateurs ou encore drsquoorganismes de controcircle Elles sont en particulier reacutedigeacutees demaniegravere agrave pouvoir ecirctre utiliseacutees dans lrsquoeacutelaboration de regraveglementations nationales

La norme SSR-3 (Safety of Research Reactors ndash Specific Safety Requirements54)diffuseacutee en 2016 et remplaccedilant la norme NS-R-4 rassemble des prescriptions de sucircreteacuteapplicables agrave diffeacuterents types de reacuteacteurs de recherche refroidis par de lrsquoeau (leacutegegravere oulourde) et drsquoune puissance thermique ne deacutepassant pas quelques dizaines de meacutegawattsPour les autres reacuteacteurs de recherche drsquoautres types ou de puissance supeacuterieure desprescriptions de sucircreteacute issues des normes de sucircreteacute relatives aux reacuteacteurs de puissancepeuvent ecirctre agrave retenir

Par rapport agrave la norme NS-R-4 la norme SSR-3 apporte des prescriptions compleacute-mentaires sur des sujets tels que notamment

ndash la prise en compte drsquoun laquo domaine de conception eacutetendu raquo (Design ExtensionConditions)55 ce sujet qui concerne la prise en compte drsquoeacuteveacutenements postuleacutespour la conception et la deacutemonstration de sucircreteacute drsquoun reacuteacteur nucleacuteaire estdeacuteveloppeacute plus loin

ndash lrsquoutilisation drsquoune laquo approche gradueacutee raquo cette approche est preacuteciseacutee plus loin

ndash le retour drsquoexpeacuterience drsquoexploitation

ndash lrsquointerface entre sucircreteacute et seacutecuriteacute56 ndash les dispositions en matiegravere de sucircreteacuteet les dispositions en matiegravere de seacutecuriteacute ne devant pas se compromettremutuellement

ndash la gestion des deacutechets issus de lrsquoexploitation des reacuteacteurs de recherche

Les prescriptions de la norme SSR-3 traitent drsquoaspects essentiels de la sucircreteacute incluantla gouvernance de la sucircreteacute le controcircle reacuteglementaire la deacutemonstration de sucircreteacutelrsquoassurance de la qualiteacute mais aussi toutes les grandes eacutetapes de la vie de ces installationsdu choix du site jusqursquoau deacuteclassement final en passant par la conception (laquo barriegraveres raquode confinement fonctions fondamentales de sucircreteacute deacutefense en profondeur etc) laconstruction la mise en service lrsquoexploitation lrsquoutilisation et les modifications desreacuteacteurs de recherche

La norme SSR-3 prescrit par ailleurs que les exploitants de reacuteacteurs de recherchesrsquoappuient sur des comiteacutes (ou groupes consultatifs) de sucircreteacute indeacutependants57 ayant pour

54 Sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche ndash exigences de sucircreteacute speacutecifiques55 Accidents plus seacutevegraveres que les Design Basis Accidents (accidents retenus pour la conception de

base) drsquoorigine interne ou externe (du fait de la deacutefinition donneacutee par lrsquoAIEA aux PostulatedInitiating Events [eacuteveacutenements initiateurs postuleacutes])

56 Ce sujet nrsquoest pas traiteacute dans le preacutesent ouvrage le lecteur pourra se reporter au documentlaquo Approche comparative entre sucircreteacute et seacutecuriteacute nucleacuteaires raquo Collection documents de reacutefeacuterenceIRSN 2009117 disponible sur wwwirsnfr

57 Il srsquoagit de lrsquoindeacutependance par rapport au directeur de lrsquoorganisme exploitant ou du chefdrsquoinstallation (membre de lrsquoeacutequipe de direction du reacuteacteur agrave qui lrsquoexploitant assigne la responsa-biliteacute directe de lrsquoexploitation du reacuteacteur de recherche et lrsquoautoriteacute en la matiegravere et dont lesfonctions consistent principalement agrave srsquoacquitter de cette responsabiliteacute)

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missions de les conseiller sur les aspects pertinents de la sucircreteacute de leur reacuteacteur(conception mise en service exploitation) et de ses utilisations (expeacuteriences formationhellip)

Ces comiteacutes comportent des speacutecialistes des divers domaines dont deacutepend la sucircreteacutedu reacuteacteur de recherche concerneacute sachant qursquoil peut srsquoagir drsquoexperts exteacuterieursindeacutependant de lrsquoorganisme exploitant concerneacute Les questions ou sujets de sucircreteacute agraveexaminer par de tels comiteacutes concernent notamment

ndash la conception y compris la composition chimique des eacuteleacutements combustiblesnucleacuteaires et des eacuteleacutements de controcircle de la reacuteactiviteacute du cœur du reacuteacteur

ndash les modifications de limites et conditions drsquoexploitation

ndash les propositions drsquoessais et drsquoexpeacuteriences ainsi que de nouveaux systegravemeseacutequipements ou proceacutedures importants pour la sucircreteacute

ndash les propositions de modifications drsquoeacuteleacutements de lrsquoinstallation importants pour lasucircreteacute

ndash les incidents qui doivent faire ou ont fait lrsquoobjet drsquoune deacuteclaration agrave lrsquoorganisme dereacuteglementation

ndash les reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute de lrsquoinstallation

ndash les bilans des rejets radioactifs dans lrsquoenvironnement (en fonctionnement normalincidentel ou accidentel) et des doses de rayonnements au personnel de lrsquoinstalla-tion et aux personnes du public

Un certain nombre de guides de sucircreteacute aident agrave lrsquoapplication des prescriptionspreacutesenteacutees dans la norme NS-R-4 (et de fait celles reprises dans la norme SSR-3)pour les reacuteacteurs de recherche La liste commenteacutee en est donneacutee dans le tableau 31 agrave lafin du preacutesent chapitre (guides existant agrave la date de juillet 2018)

324 Application des normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA

Comme cela a eacuteteacute indiqueacute preacuteceacutedemment les normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA sontlrsquoexpression drsquoun consensus international qui vise la protection des personnes et delrsquoenvironnement Toutefois les Eacutetats membres ne sont pas obligeacutes en droit de les appliquerEn revanche lrsquoAIEA les applique agrave ses propres activiteacutes concerneacutees dans le cadre drsquoaccordsdrsquoassistance ou de fourniture drsquoeacutequipements conclus avec les Eacutetats membres De telsaccords preacutevoient eacutegalement que le pays beacuteneacuteficiant drsquoune assistance pour acqueacuterir ouexploiter un reacuteacteur de recherche doit respecter les normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA

Plus geacuteneacuteralement lrsquoAIEA encourage ses Eacutetats membres agrave introduire dans leursregraveglementations nationales et agrave appliquer agrave leurs installations les normes de sucircreteacuterelatives aux reacuteacteurs de recherche ainsi que celles relatives agrave lrsquoinfrastructure leacutegislativeet gouvernementale pour la sucircreteacute nucleacuteaire la sucircreteacute radiologique la sucircreteacute des deacutechetsradioactifs et la sucircreteacute du transport des matiegraveres radioactives

Enfin il faut souligner comme cela a deacutejagrave eacuteteacute indiqueacute au paragraphe 31 quelrsquoensemble de ces normes servent de reacutefeacuterence pour les laquo revues de sucircreteacute raquo de lrsquoAIEA

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325 Documents en support agrave lrsquoapplication des normesde sucircreteacute de lrsquoAIEA

Des documents autres que les normes de sucircreteacute sont publieacutes par lrsquoAIEA sous ladeacutenomination de Safety reports (rapports de sucircreteacute) et de Technical documents (documentstechniques) (TECDOC) Ils nrsquoeacutetablissent aucune preacuteconisation ou recommandation nou-velle et ne sont destineacutes qursquoagrave faciliter lrsquoapplication des guides de sucircreteacute en fournissant desinformations techniques des exemples pratiques et des meacutethodes deacutetailleacutees Il existe denombreux documents de ce type qui concernent speacutecifiquement les reacuteacteurs de rechercheIls couvrent des domaines comme les infrastructures techniques et reacuteglementaires agrave mettreen place par les pays souhaitant deacutemarrer un programme eacutelectronucleacuteaire par la cons-truction drsquoun premier reacuteacteur de recherche la laquo conversion raquo de reacuteacteurs de recherche(pour lrsquoutilisation de combustibles agrave faible enrichissement en uranium 235) lrsquoeacutevaluation dusite lrsquoeacutevaluation des rejets radioactifs58 et des conseacutequences radiologiques drsquoaccidents lamise enœuvre drsquoun systegraveme de management inteacutegreacute le vieillissement les arrecircts prolongeacuteset le deacuteclassement des installations ainsi que les analyses de sucircreteacute correspondantes

Lrsquoeacutelaboration de ces documents est plus simple que pour les normes de sucircreteacute car ilsne suivent pas le processus complet drsquoexamen et de controcircle effectueacute pour les normes desucircreteacute de lrsquoAIEA

Il a eacuteteacute vu preacuteceacutedemment qursquoune proportion significative de reacuteacteurs de rechercheest dans une situation prolongeacutee drsquoinutilisation LrsquoAIEA a ainsi eacutetabli en 2004 undocument technique sur ce sujet le TECDOC-1387 intituleacute Safety considerations forresearch reactors in extended shutdown59 Ce document fournit quelques preacuteconisationsen la matiegravere et des pratiques consideacutereacutees comme satisfaisantes agrave lrsquoeacutegard de diffeacuterentesquestions de sucircreteacute qursquoune telle situation soulegraveve comme par exemple

ndash le maintien des compeacutetences et de la laquo meacutemoire raquo de lrsquohistoire de lrsquoinstallation auplan technique

ndash la qualification du personnel utiliseacute

ndash les moyens humains la disponibiliteacute drsquoun nombre suffisant de personnels en cas desurvenue drsquoune situation drsquourgence

ndash les eacutequipements (instrumentation comprise) pouvant ecirctre mis hors service

ndash les conditions de preacuteservation des eacutequipements (ce qui peut conduire agrave leur retraitpour les entreposer dans un environnement moins sollicitant [mothballing oulaquo mise sous cocon raquo] comme le deacutechargement du combustible du cœur pour unentreposage)

ndash la surveillance les essais peacuteriodiques et la maintenance des structures systegravemeset composants

58 Le terme anglais utiliseacute est Source Term (laquo terme source raquo) Il srsquoagit des rejets hors de lrsquoinstallationen situation accidentelle exprimeacutes en Becquerels (Bq) de chaque radionucleacuteide

59 Consideacuterations de sucircreteacute pour les reacuteacteurs de recherche en arrecirct prolongeacute

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ndash la preacutevention des risques de criticiteacute le devenir des modeacuterateurs neutroniquesutiliseacutes pour le fonctionnement du reacuteacteur (par exemple pour les reacuteacteurs agrave eaulourde le retrait de cette eau pour un entreposage sucircr)

ndash la protection radiologique

ndash lrsquoadaptation eacuteventuelle des regravegles drsquoexploitation la documentation associeacutee sesmises agrave jour

ndash les modaliteacutes agrave adopter pour un redeacutemarrage du reacuteacteur apregraves un arrecirct prolongeacute(notamment la reacutealisation drsquoun programme drsquoessais preacuteopeacuterationnels deseacutequipements)hellip

33 Dispositifs drsquoeacutechanges ou drsquoeacutevaluations de lrsquoAIEAPour la reacutealisation de ses activiteacutes visant agrave lrsquoameacutelioration globale de la sucircreteacute

des reacuteacteurs de recherche dans le monde lrsquoAIEA dispose des diffeacuterents moyenssuivants

ndash des reacuteunions internationales ou reacutegionales sont organiseacutees deacutedieacutees agrave lrsquoapplicationdu code de conduite pour la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche De telles reacuteunionsconstituent des forums drsquoeacutechanges ougrave les participants peuvent faire part de leurretour drsquoexpeacuterience et deacutegager des bonnes pratiques en matiegravere de sucircreteacute Desauto-eacutevaluations effectueacutees dans le cadre de ces reacuteunions permettent eacutegalementagrave lrsquoAIEA de mieux identifier les besoins des Eacutetats membres et des axes drsquoameacute-liorations concernant le management de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche Ceseacuteleacutements sont ensuite pris en compte dans la deacutefinition et la reacutealisation desprogrammes drsquoactiviteacutes de lrsquoAIEA

ndash des ateliers (workshops) de formation (nationaux ou reacutegionaux) sont eacutegalementorganiseacutes sur des sujets speacutecifiques identifieacutes par lrsquoAIEA comme importants pour lepays demandeur ou pour la reacutegion

ndash les missions deacutenommeacutees INSARR qui peuvent ecirctre diligenteacutees agrave la demande desEacutetats membres pour effectuer des laquo revues de sucircreteacute raquo de reacuteacteurs de rechercheou aider agrave reacutesoudre des questions de sucircreteacute ou de radioprotection aussi biende nature technique que de nature organisationnelle y compris pour ce quiconcerne les aspects controcircle et regraveglementation Ces revues couvrent unevingtaine de thegravemes Elles sont conduites par lrsquoAIEA avec la participationdrsquoexperts provenant drsquoorganismes exploitants ou drsquoorganismes de sucircreteacute dediffeacuterents pays

ndash des missions plus pointues drsquoexperts peuvent eacutegalement ecirctre organiseacutees pourfournir aux organismes demandeurs des conseils et une assistance pour lareacutesolution de problegravemes de sucircreteacute speacutecifiques

ndash des reacuteunions peacuteriodiques organiseacutees en moyenne tous les 18 mois dans le cadre dusystegraveme IRSRR consacreacutees agrave des eacutechanges drsquoinformations sur les incidentssignificatifs survenus dans des reacuteacteurs de recherche et qui peuvent preacutesenterdes enseignements pour lrsquoensemble des reacuteacteurs de recherche

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Enfin les programmes de coopeacuteration technique de lrsquoAIEA apportent un soutienfinancier pour promouvoir la participation de speacutecialistes provenant drsquoEacutetats membresen voie de deacuteveloppement (nucleacuteaire) aux reacuteunions et ateliers preacuteciteacutes Des ressources delrsquoAIEA sont eacutegalement utiliseacutees pour la reacutealisation des missions INSARR et des missionsdrsquoexperts preacutevues dans les projets de coopeacuteration technique eacutetablis avec les pays concerneacutes

34 Quelques grands principes deacutemarcheset approches de sucircreteacute

341 Organisation du controcircle de la sucircreteacute culture de sucircreteacute

Les principes et objectifs fondamentaux de la sucircreteacute ont fait lrsquoobjet du document SF-1intituleacute laquo Principes fondamentaux de sucircreteacute raquo publieacute en 2006 par lrsquoAIEA Ce documentconstitue la base sous-jacente des prescriptions de sucircreteacute Les dix principes de sucircreteacute qui ysont deacuteveloppeacutes couvrent la sucircreteacute laquo nucleacuteaire raquo et la sucircreteacute laquo radiologique raquo sachantque ce document rappelle que lrsquoobjectif premier de la sucircreteacute est de proteacuteger lrsquohomme etlrsquoenvironnement des effets nocifs des radiations ionisantes Les principaux eacuteleacutementspreacutesenteacutes concernant lrsquoorganisation du controcircle de la sucircreteacute sont les suivants

ndash la responsabiliteacute premiegravere en matiegravere de sucircreteacute incombe agrave la personne ou agravelrsquoorganisation responsable des installations ou activiteacutes entraicircnant des risquesradiologiques Le titulaire drsquoune autorisation drsquoexploiter une installation ou deconduire une activiteacute conserve cette responsabiliteacute pendant toute la dureacutee delaquo vie60 raquo de lrsquoinstallation ou de lrsquoactiviteacute et ne peut pas la deacuteleacuteguer

ndash un cadre juridique et gouvernemental efficace pour la sucircreteacute doit ecirctre eacutetabli etmaintenu Le gouvernement est responsable de lrsquoeacutetablissement et de la mise enœuvre des processus drsquoadoption de lois et de regraveglements neacutecessaires Il esteacutegalement responsable de la deacutesignation drsquoun organisme regraveglementaire indeacutepen-dant des organismes exploitants posseacutedant lrsquoautoriteacute juridique les compeacutetencestechniques et de gestion ainsi que les ressources adeacutequates pour srsquoacquitter de sesresponsabiliteacutes

ndash un systegraveme de management inteacutegreacute (qualiteacute sucircreteacutehellip) efficace doit ecirctre mis enplace favorisant notamment la promotion drsquoune laquo culture de sucircreteacute raquo (notionpreacuteciseacutee plus loin) Concernant les accidents le principal moyen de les preacutevenir etdrsquoatteacutenuer les conseacutequences de ceux qui se produiraient neacuteanmoins est la deacutefenseen profondeur (voir le paragraphe 342)

ndash la sucircreteacute des installations et des activiteacutes entraicircnant des risques radiologiquesdoit ecirctre appreacutecieacutee selon une laquo approche gradueacutee raquo tenant comptedrsquoune maniegravere proportionneacutee des risques potentiels qui leur sont associeacutes(paragraphe 344)

60 Celle-ci incluant agrave la fin les aspects lieacutes au deacutemantegravelement et agrave la gestion des deacutechets

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Dans lrsquoapplication effective de ces objectifs et principes de sucircreteacute il existe pour lesreacuteacteurs de recherche de grandes dispariteacutes dans le monde concernant

ndash lrsquoefficaciteacute et lrsquoindeacutependance des organismes de reacuteglementation et de controcirclecompte tenu des compeacutetences et des ressources dont ils disposent

ndash la mise agrave jour de la documentation de sucircreteacute pour refleacuteter lrsquoeacutetat reacuteel desinstallations

ndash la validiteacute et le caractegravere laquo enveloppe raquo des analyses de sucircreteacute de ces installations

Il convient de noter toutefois que dans les pays ougrave la construction drsquoun nouveaureacuteacteur de recherche est consideacutereacutee comme une eacutetape importante dans la preacuteparationdrsquoun programme eacutelectronucleacuteaire les infrastructures de sucircreteacute et de reacuteglementation sereacutefegraverent geacuteneacuteralement aujourdrsquohui aux normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA et aux bonnespratiques internationales

La notion de culture de sucircreteacute est neacutee des reacuteflexions qui ont eacuteteacute engageacutees apregraveslrsquoaccident survenu agrave la centrale nucleacuteaire de Tchernobyl le 26 avril 1986 En effet si lesactions meneacutees agrave la suite de lrsquoaccident de Three Mile Island en 1979 srsquoeacutetaient concentreacuteesnotamment sur les aspects ergonomiques et cognitifs des postes de travail dans lesreacuteacteurs et les autres installations nucleacuteaires lrsquoaccident de Tchernobyl a souleveacute desquestions drsquoune autre nature concernant les facteurs drsquoorganisation Le deacuteveloppementdrsquoune culture de sucircreteacute dans les organismes menant des activiteacutes dans le domainenucleacuteaire a en geacuteneacuteral eacuteteacute consideacutereacute comme la reacuteponse adeacutequate Les reacuteflexions post-Tchernobyl militegraverent pour une vision plus internationale de la sucircreteacute nucleacuteaire Elles seconcreacutetisegraverent notamment par la diffusion de diffeacuterents rapports eacutemanant de lrsquoINSAG61groupe drsquoexperts internationaux en sucircreteacute nucleacuteaire creacuteeacute alors aupregraves de lrsquoAIEA Parmi cesrapports on peut citer le Summary Report on the Post-accident Review Meeting on theChernobyl Accident62 (Safety Series No75-INSAG-163) diffuseacute en septembre 1986 danslequel apparaicirct la notion de culture de sucircreteacute qui sera approfondie en 1991 dans lerapport intituleacute Safety Culture64 (Safety Series No75-INSAG-4) La culture de sucircreteacute estdeacutefinie comme laquo lrsquoensemble de caracteacuteristiques et des attitudes des organisations et despersonnes qui font que (hellip) les aspects de sucircreteacute beacuteneacuteficient de lrsquoattention en rapport avecleur importance raquo La culture de sucircreteacute suppose notamment que dans une organisationsoient favoriseacutes les attitudes interrogatives prudentes et rigoureuses et la communica-tion entre les personnes

Deux autres rapports de lrsquoINSAG sont agrave citer

ndash le rapport intituleacute Management of operational Safety in Nuclear Power Plants65

(Safety Series No75-INSAG-13) diffuseacute en 1999 Ce rapport aborde les aspects dumanagement de la sucircreteacute qui ont une importance dans la promotion de la culture

61 International Nuclear Safety Group62 Rapport reacutesumeacute drsquoexamen post-accidentel de lrsquoaccident de Tchernobyl63 Mis agrave jour en 1992 par le rapport Safety Series No75-INSAG-764 Culture de sucircreteacute65 Gestion de la sucircreteacute opeacuterationnelle dans les centrales nucleacuteaires

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de sucircreteacute accompagneacutes de preacuteconisations et de bonnes pratiques Des preacuteconi-sations sont en particulier donneacutees pour ce qui concerne le maintien drsquounmanagement de la sucircreteacute lors de changements drsquoorganisation sur la faccedilon desurveiller les performances en matiegravere de sucircreteacute et comment une baisse deperformances peut ecirctre deacutetecteacutee suffisamment tocirct avant qursquoelle nrsquoait un impactsignificatif sur la sucircreteacute

ndash le rapport intituleacute Key Practical Issues in Strengthening Safety Culture66 (SafetySeries No75-INSAG-15) diffuseacute en 2002 Ce rapport qui inclut un certainnombre de questions qui peuvent ecirctre poseacutees dans le cadre drsquoun autodiagnosticde culture de sucircreteacute au sein drsquoune organisation aborde des sujets-cleacutes tels que lrsquoimportance de la faccedilon de communiquer et de se faire comprendre en matiegraverede sucircreteacute et notamment la compreacutehension du pourquoi des proceacutedures par lesutilisateurs eux-mecircmes la culture du laquo reporting67 raquo et lrsquoattention qui doit ecirctreporteacutee aux incidents eacuteviteacutes de justesse et aux deacuterives possibles (laquo le risque toleacutereacutedevient valideacute68 raquo) lrsquoaptitude drsquoune organisation agrave se remettre en question agravetous les niveaux (laquo organisation apprenante69 raquo)

Les eacuteclairages et preacuteconisations contenus dans ces diffeacuterents rapports de lrsquoINSAG sontpertinents quelle que soit lrsquoinstallation consideacutereacutee dont les reacuteacteurs de recherche ndash etqursquoil srsquoagisse des exploitants des concepteurs ou drsquoautres organismes pouvant contribuerde faccedilon notable agrave leur exploitation Il convient de souligner que pour ce qui concerne lesreacuteacteurs de recherche si des enjeux de laquo production raquo existent comme dans le cas desreacuteacteurs de puissance (production drsquoexpeacuteriences de radioisotopeshellip pour les reacuteacteursde recherche production drsquoeacutelectriciteacute pour les reacuteacteurs de puissance) la culture desucircreteacute vise deux populations drsquoune part le personnel drsquoexploitation drsquoautre part dansune certaine mesure les expeacuterimentateurs Il sera montreacute au paragraphe 1011 au regarddu retour drsquoexpeacuterience drsquoincidents lrsquoimportance drsquoune sensibilisation suffisante enmatiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire et de radioprotection des opeacuterateurs impliqueacutes dans lesactiviteacutes expeacuterimentales

66 Questions cleacutes pratiques en matiegravere de renforcement de la culture de sucircreteacute67 Deacuteclaration ou information68 En rapport avec ce dernier sujet il ne paraicirct pas inutile drsquoeacutevoquer ici un travail meneacute par une

sociologue ameacutericaine Diane Vaughan concernant lrsquoaccident de la navette Challenger publieacute en1996 dans le livre The Challenger Launch Decision Risky Technology Culture and Deviance at NASA(Deacutecision de lancement de la navette Challenger) Il y est montreacute comment ce qui peut apparaicirctrereacutetrospectivement comme une seacuterie drsquoerreurs clairement identifiables a eacuteteacute en reacutealiteacute unesuccession de deacutecisions et drsquointerpreacutetations parfaitement compreacutehensibles dans le contextedans lequel elles ont eacuteteacute eacutelaboreacutees mais qui constituaient des micro-eacutecarts aux limites habituelleset conduisaient insensiblement agrave une laquo normalisation de la deacuteviance raquo

69 LrsquoINSAG-15 souligne eacutegalement que bien que la culture de sucircreteacute ne puisse ecirctre directementregraveglementeacutee il est important que les organismes de sucircreteacute comprennent comment leurs actionspeuvent avoir une influence dans les organismes menant des activiteacutes dans le domaine nucleacuteairesur le deacuteveloppement de la culture de sucircreteacute et lrsquoameacutelioration des aspects humains les plusinformels en matiegravere de sucircreteacute

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342 Les laquo barriegraveres raquo de confinement les fonctionsfondamentales de sucircreteacute la deacutefense en profondeur

Historiquement au plan de la sucircreteacute la conception des reacuteacteurs srsquoest assez naturelle-ment fondeacutee sur un principe drsquointerposition de laquo barriegraveres raquo physiques multiples deconfinement entre les matiegraveres radioactives et lrsquoenvironnement et des fonctions fonda-mentales de sucircreteacute ont eacuteteacute adopteacutees ces derniegraveres ont eacuteteacute preacuteciseacutees au paragraphe 31

Lrsquoadoption de multiples laquo barriegraveres raquo de confinement constituait deacutejagrave en soi unedeacutefense en profondeur Mais cette notion a pris un sens beaucoup plus large au fil dutemps pour aboutir agrave la description qui suit

Le principe de deacutefense en profondeur peut se reacutesumer en la mise en place drsquounesuccession de plusieurs laquo niveaux de deacutefense raquo de telle sorte que en cas de deacutefaillance drsquounniveau ses conseacutequences soient atteacutenueacutees par les niveaux de rang plus eacuteleveacute Lrsquoindeacutepen-dance des diffeacuterents niveaux de deacutefense apparaicirct degraves lors comme un laquo eacuteleacutement-cleacute70 raquo pourlrsquoatteinte de cet objectif elle doit ecirctre rechercheacutee autant que raisonnablement possible71

Les objectifs geacuteneacuteraux du principe de deacutefense en profondeur sont

ndash de pallier les deacutefaillances humaines ou drsquoeacutequipements

ndash de maintenir efficaces les laquo barriegraveres raquo de confinement en preacutevenant lrsquoendom-magement de lrsquoinstallation et des laquo barriegraveres raquo elles-mecircmes

ndash de proteacuteger les personnes du public et lrsquoenvironnement en cas de deacutefaillance deces laquo barriegraveres raquo

Un concept associeacute au principe ci-dessus a eacuteteacute deacuteveloppeacute au fil du temps jusqursquoagrave ecirctreformaliseacute dans le rapport INSAG-10 (Defence in Depth in Nuclear Safety72) publieacute en1996 en cinq niveaux Ces cinq niveaux sont scheacutematiseacutes sur la figure 33

Dans le concept de deacutefense en profondeur la notion de niveau correspond agrave unensemble de dispositions telles que des caracteacuteristiques intrinsegraveques lieacutees agrave lrsquoinstallationconsideacutereacutee (reacuteacteur piscine drsquoentreposage de combustiblehellip) des dispositions mateacute-rielles (structures systegravemes et composants) et des proceacutedures

La maniegravere drsquoarticuler ces niveaux peut varier drsquoun pays agrave lrsquoautre ou ecirctre influenceacuteepar la conception de lrsquoinstallation mais les principes les plus importants sont communs

Le niveau 1 eacutetant le premier niveau il a une fonction preacutedominante de preacutevention Lesniveaux 4 et 5 eacutetant les derniers ils ont principalement pour fonction la limitation deconseacutequences drsquoaccidents seacuterieux

Par ailleurs les diffeacuterents niveaux de la deacutefense en profondeur doivent ecirctre eacutequilibreacutesLe rapport INSAG-10 souligne agrave cet eacutegard que le fait de disposer de moyens de gestiondrsquoaccidents au niveau 4 de la deacutefense en profondeur ne saurait compenser des deacuteficiencesdans les niveaux de rang infeacuterieur

70 Expression utiliseacutee dans lrsquoINSAG-1071 Lrsquoameacutelioration de lrsquoindeacutependance des niveaux de deacutefense en profondeur laquo as far as reasonably

achievable raquo apparaicirct notamment dans les objectifs de sucircreteacute retenus par lrsquoassociation WENRApour les reacuteacteurs du futur

72 Deacutefense en profondeur en sucircreteacute nucleacuteaire

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Des conservatismes et des marges (par rapport aux pheacutenomegravenes redouteacutes) sontglobalement agrave adopter pour les trois premiers niveaux de la deacutefense en profondeur (choixdu site conception et deacutemonstration de sucircreteacute [par exemple pour la fixation des seuils dedeacuteclenchement des systegravemes de protection et de sauvegarde] construction exploitation etmodificationshellip) Des laquo provisions raquo sont agrave adopter pour lrsquoanticipation du vieillissement(pour les meacutecanismes connus) Pour les niveaux 4 et 5 de la deacutefense en profondeur desconsideacuterations dites laquo best-estimate73 raquo ou raisonnablement conservatives sont adopteacutees

Le rapport INSAG-10 souligne aussi que dans la mise en œuvre du principe de deacutefenseen profondeur les agressions internes ou externes (incendie inondation seacuteismehellip)neacutecessitent une attention particuliegravere car elles sont de nature agrave pouvoir mettre encause simultaneacutement plusieurs niveaux de cette deacutefense en profondeur

Le rapport INSAG-10 preacutevoit eacutegalement que si la mise en œuvre drsquoune deacutefense enprofondeur nrsquoest pas possible agrave lrsquoeacutegard de certains eacuteveacutenements (tels qursquoune rupturebrutale drsquoun composant sous pression) plusieurs laquo niveaux de preacutecautions raquo sont alors agraveintroduire agrave la conception et en exploitation De telles preacutecautions peuvent par exempleecirctre prises dans le choix des mateacuteriaux en retenant des marges additionnelles de sucircreteacutelors du dimensionnement en minimisant les longueurs de soudures en adoptant desmodaliteacutes approprieacutees de suivi en service etc

Les diffeacuterents niveaux de la deacutefense en profondeur sont preacuteciseacutes ci-apregraves

Figure 33 Le concept de deacutefense en profondeur tel que deacuteveloppeacute dans le rapport INSAG-10 objectifset moyens copy Georges GoueacuteIRSN

73 Mot agrave mot meilleures estimations Cette expression signifie que tous les conservatismes adopteacutespour les niveaux preacuteceacutedents ne le sont pas pour de telles consideacuterations

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Premier niveau preacutevention des anomalies de fonctionnementet des deacutefaillances

Une installation nucleacuteaire telle qursquoun reacuteacteur (eacutelectronucleacuteaire ou de recherche) doit ecirctredoteacutee drsquoune robustesse intrinsegraveque afin de reacuteduire les risques de deacutefaillance Cela impliqueqursquoapregraves une premiegravere deacutefinition de lrsquoinstallation (et de choix drsquooptions de conception)lrsquoidentification claire (aussi exhaustive que possible) des conditions normales et anormalesdrsquoexploitation soit effectueacutee dans le but drsquoassurer une bonne robustesse ou reacutesistance dessystegravemes et des composants y compris agrave des conditions accidentelles Dans le concept dedeacutefense en profondeur le niveau 1 doit procurer une laquo base initiale de protection raquo contre lesagressions internes et externes (seacuteisme chute drsquoavion incendie explosion inondationhellip)mecircme si des dispositions additionnelles peuvent ecirctre requises aux niveaux plus eacuteleveacutes Lrsquoeacutetudedes agressions conduit agrave choisir par exemple un niveau sismique de reacutefeacuterence des conditionsmeacuteteacuteorologiques maximales (exprimeacutees en vitesse du vent un poids de neige une gamme detempeacuteratures) une onde de surpression maximale agrave lrsquoeacutegard drsquoeacuteventuels explosions externesdrsquoorigine industrielle par exemple et les dureacutees de sollicitation agrave ces pheacutenomegravenes Le choix dusite a bien eacutevidemment un rocircle deacuteterminant pour limiter ces contraintes

Les diffeacuterents SSC de lrsquoinstallation peuvent alors ecirctre calculeacutes construits controcircleacutesinstalleacutes essayeacutes exploiteacutes et faire lrsquoobjet drsquoune maintenance preacuteventive approprieacutee ensuivant des regravegles bien eacutetablies et qualifieacutees procurant des marges suffisantes par rapport agravedes limites deacutefinies pour assurer le bon comportement de lrsquoinstallation plus preacuteciseacutementpour assurer que les SSC rempliront leurs missions attendues dans les diffeacuterentescirconstances preacutevues Ces marges doivent permettre drsquoeacuteviter de solliciter courammentles systegravemes conccedilus pour faire face aux situations anormales en particulier le recours auxdispositions preacutevues aux niveaux 2 et 3 de la deacutefense en profondeur

Des ensembles de regravegles codifieacutees (dans des laquo codes raquo de conception et deconstruction74) deacutefinissent de maniegravere preacutecise et contraignante les conditions de calculdrsquoapprovisionnement de fabrication de montage de controcircle drsquoessais de maintenancepreacuteventive des mateacuteriels ayant une importance pour la sucircreteacute de lrsquoinstallation afindrsquoassurer leur qualiteacute au sens le plus large de ce terme

Tout cela permet de preacuteciser le domaine drsquoexploitation normal de lrsquoinstallation et lesmodaliteacutes dexploitation associeacutees

Par ailleurs une technologie de reacuteacteur75 aux eacutevolutions suffisamment lentes et auxcontrocircles automatiseacutes permet de diminuer le risque de stress pour le personnel de

74 Qui doivent traduire les meilleures pratiques industrielles eacuteprouveacutees On peut citer le codeameacutericain ASME (American Society of Mechanical Engineers) le RCC-M (regravegles de conceptionet de construction pour des mateacuteriels meacutecaniques) pour les reacuteacteurs franccedilais agrave eau sous pressionle RCC-MRx (regravegles de conception et de construction pour les mateacuteriels meacutecaniques des structuresagrave hautes tempeacuteratures et des reacuteacteurs expeacuterimentaux et agrave fusion) applicable notamment auxreacuteacteurs de recherche

75 Les concepteurs utilisent couramment lrsquoexpression laquo proceacutedeacute raquo pour deacutesigner dans son ensemble latechnologie lieacutee agrave un reacuteacteur

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conduite Les dispositions de lrsquointerface homme-machine et les deacutelais disponibles avantune intervention manuelle peuvent avoir une contribution positive importante

Le choix des personnels intervenant agrave chacune des phases de la laquo vie raquo drsquouneinstallation (conception fabrication controcircles et essais exploitation deacutemantegravelement)leurs formations adapteacutees lrsquoorganisation geacuteneacuterale des diffeacuterents organismes intervenantndash notamment en matiegravere drsquoassurance de la qualiteacute et de culture de sucircreteacute ndash le partage desresponsabiliteacutes ou les proceacutedures drsquoexploitation contribuent agrave la preacutevention des deacutefail-lances tout au long de la vie de lrsquoinstallation

La prise en compte meacutethodique du retour drsquoexpeacuterience est eacutegalement un eacuteleacutementimportant contribuant agrave ameacuteliorer la preacutevention de deacutefaillances de lrsquoinstallation

Deuxiegraveme niveau maicirctrise des situations anormales et des deacutefaillances

Il convient drsquoempecirccher lrsquoinstallation de sortir du domaine drsquoexploitation normal quivient drsquoecirctre deacutefini et de concevoir des systegravemes suffisamment fiables capables drsquoarrecircterune eacutevolution anormale avant que des mateacuteriels ne soient solliciteacutes au-delagrave desconditions preacutevues choisies en deccedilagrave des risques de deacutefaillance

Une conception de reacuteacteur conduisant agrave un cœur stable et agrave une grande inertiethermique concourt agrave un retour aiseacute de ce reacuteacteur dans son domaine drsquoexploitationnormal

La surveillance de la conformiteacute de lrsquoinstallation aux hypothegraveses de conception parune inspection en service et des essais peacuteriodiques approprieacutes drsquoeacutequipements estneacutecessaire pour deacutetecter leurs eacuteventuelles deacutegradations avant qursquoelles ne soient denature agrave affecter la sucircreteacute de lrsquoinstallation76 et entreprendre les corrections indispensa-bles (maintenance curative remplacement etc)

Des systegravemes de mesure de la radioactiviteacute des diffeacuterents fluides et de lrsquoatmosphegraveredes diffeacuterents locaux permettent de veacuterifier lrsquoefficaciteacute des diffeacuterentes laquo barriegraveres raquo et dessystegravemes drsquoeacutepuration

Lrsquoindication claire en salle de commande non seulement des deacutefauts susceptiblesdrsquoapparaicirctre mais aussi de lrsquoeacutetat ou de la configuration dans lesquels sont alors lesstructures systegravemes et composants de lrsquoinstallation facilite le traitement de tels deacutefautspar le personnel de conduite dans des deacutelais approprieacutes

Les systegravemes permettant de limiter les deacuterives et capables drsquointerrompre tregravesrapidement un pheacutenomegravene indeacutesirable insuffisamment controcircleacute par la reacutegulationsont mis en œuvre quitte agrave arrecircter le fonctionnement du reacuteacteur

76 Pour les reacuteacteurs franccedilais agrave eau sous pression les dispositions de surveillances en service desmateacuteriels font lrsquoobjet drsquoun document appeleacute RSE-M (regravegles de surveillance en exploitation desmateacuteriels meacutecaniques) publieacute par lrsquoAFCEN (Association franccedilaise pour les regravegles de conception deconstruction et de surveillance en exploitation des mateacuteriels des chaudiegraveres eacutelectronucleacuteaires) Ilnrsquoy a pas drsquoeacutequivalent geacuteneacuterique pour les reacuteacteurs de recherche compte tenu de la grande diversiteacutede leur conception

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Troisiegraveme niveau maicirctrise des accidents agrave lrsquointeacuterieur des hypothegravesesde conception

Les deux premiers niveaux de la deacutefense en profondeur sont destineacutes agrave eacuteviter lasurvenue drsquoaccidents

Pourtant malgreacute le soin apporteacute agrave ces deux niveaux et dans un but eacutevident de sucircreteacuteil est postuleacute un certain nombre drsquoaccidents en affirmant des deacutefaillances pouvantaller jusque par exemple la rupture drsquoune tuyauterie drsquoalimentation drsquoun cœur en fluidereacutefrigeacuterant ndash indeacutependamment des preacutecautions qui ont eacuteteacute prises pour les rendre peuvoire tregraves peu probables cela constitue une deacutemarche communeacutement qualifieacuteede deacuteterministe et il srsquoagit lagrave de lrsquoun des eacuteleacutements importants pour la conception delrsquoinstallation et essentiel pour la deacutemonstration de sucircreteacute Le choix de ces accidents doitecirctre fait degraves le deacutebut de lrsquoeacutetude drsquoun projet pour deacutefinir les systegravemes permettant drsquoeacuteviterun endommagement seacutevegravere du cœur (par exemple sa fusion) et faire en sorte qursquoilssrsquointegravegrent parfaitement agrave lrsquoensemble de lrsquoinstallation Ce choix doit ecirctre fait avec le plusgrand soin car il est tregraves difficile drsquointroduire ulteacuterieurement des systegravemes importantsdans un ensemble deacutejagrave construit

Les systegravemes ainsi deacutefinis sont deacutenommeacutes systegravemes de sauvegarde ils nrsquoont aucunrocircle dans le fonctionnement normal de lrsquoinstallation Lorsque cela apparaicirct neacutecessaire lamise en service de ces systegravemes est automatique et ne demande drsquointervention humaineqursquoapregraves un temps suffisamment long pour que le diagnostic puisse ecirctre reacutealiseacute dans desconditions sereines Le fonctionnement correct de ces systegravemes permet drsquoassurer quepour les situations postuleacutees lrsquointeacutegriteacute de la structure du cœur ne serait pas affecteacuteecela permettant son refroidissement ulteacuterieur Les rejets dans lrsquoenvironnement seraientalors tregraves limiteacutes

Pour assurer une fiabiliteacute adeacutequate de ces systegravemes de sauvegarde une attentiondoit notamment ecirctre apporteacutee aux risques de deacutefaillances par mode commun drsquoougravelrsquoadoption de principes tels que la redondance la seacuteparation geacuteographique la diversi-ficationhellip Par ailleurs les systegravemes de sauvegarde doivent eux aussi faire lrsquoobjet drsquounesurveillance en service et drsquoune maintenance approprieacutee Les modaliteacutes adopteacutees pourleur qualification aux conditions accidentelles qui ne peut eacutevidemment pas ecirctreobtenue en deacuteclenchant des accidents sur lrsquoinstallation elle-mecircme neacutecessite uneattention toute particuliegravere

Quatriegraveme niveau preacutevention de la deacutegradation des conditionsaccidentelles et limitation des conseacutequences drsquoaccidents seacutevegraveres

Lrsquoaccident qui srsquoest produit agrave la centrale de Three Mile Island en 1979 a conduit agraveenvisager les moyens de faire face agrave des situations de lrsquoinstallation non traiteacutees par lestrois premiers niveaux de la deacutefense en profondeur correspondant agrave des endommage-ments seacutevegraveres du cœur Il srsquoagit de chercher agrave limiter les rejets qui seraient provoqueacutes parune situation dans laquelle le cœur serait tregraves endommageacute par exemple en cas de fusionet de gagner du temps pour envisager si neacutecessaire des mesures de protection despopulations agrave lrsquoexteacuterieur du site Le maintien de la fonction de confinement dans lesmeilleures conditions possibles est alors essentiel

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Des dispositions speacutecifiques sont mises en œuvre par lrsquoexploitant de lrsquoinstallationaccidenteacutee (on-site emergency response77) dans le cadre du plan drsquourgence interne (PUI)dont lrsquoalerte des pouvoirs publics des populations le suivi de lrsquoeacutetat de lrsquoinstallationaccidenteacutee le deacuteroulement des proceacutedures de conduite approprieacutees la mise en œuvre demoyens de communication drsquointerventionhellip Des exercices peacuteriodiques sont reacutealiseacutes avecles diffeacuterents laquo acteurs raquo qui seraient mobiliseacutes en situation drsquourgence en vue drsquoassurerlrsquoefficaciteacute de ces dispositions si un accident survenait

Cinquiegraveme niveau limitation des conseacutequences radiologiquespour les populations en cas de rejets importants

Le recours agrave des mesures de protection des populations (off-site emergency res-ponse78) en cas de rejets importants (surveillance [renforceacutee] des niveaux drsquoactiviteacute etdrsquoexposition radiologiques confinement dans les maisons fermeacutees eacutevacuation controcirclede denreacutees alimentaireshellip) suppose lrsquoeacutechec ou un manque drsquoefficaciteacute des dispositionspreacuteceacutedentes Les conditions de cette eacutevacuation ou de ce confinement sont eacutetudieacutees parles pouvoirs publics Elles sont compleacuteteacutees par la preacuteparation de mesures de controcircle deconsommation ou de commercialisation agrave court moyen ou long termes de produitsalimentaires eacuteventuellement contamineacutes La deacutecision drsquoappliquer de telles mesuresrepose sur des analyses de la situation par lrsquoexploitant et les organismes de sucircreteacutepuis sur des mesures de radioactiviteacute dans lrsquoenvironnement

Des exercices peacuteriodiques srsquoimposent eacutegalement dans ce domaine avec bien eacutevi-demment les services concerneacutes des pouvoirs publics pour srsquoassurer de lrsquoefficaciteacute desmoyens logistiques deacutedieacutes

Certaines speacutecificiteacutes de la deacuteclinaison du principe de deacutefense en profondeur pour lesreacuteacteurs de recherche franccedilais seront mentionneacutees au chapitre 7 avec quelques exemples

343 La deacutemarche deacuteterministe socle de la conceptionet de la deacutemonstration de sucircreteacute mdash Situationen matiegravere drsquoeacutetudes probabilistes pour lesreacuteacteurs de recherche

La prise en compte des objectifs et exigences de sucircreteacute dans la conception desreacuteacteurs de recherche et pour leur deacutemonstration de sucircreteacute repose notamment sur lamise en œuvre drsquoune deacutemarche deacuteterministe (voir plus haut) utilisant des donneacuteesmajorantes et qui considegravere les configurations du cœur et des dispositifs expeacuterimentauxou des laquo expeacuteriences raquo les plus deacutefavorables pour le reacuteacteur (conservatismes) Une telledeacutemarche conforme aux preacuteconisations des normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA pour lesreacuteacteurs de recherche conduit notamment agrave consideacuterer pour lrsquoanalyse de sucircreteacuteune seacutelection drsquoeacuteveacutenements initiateurs postuleacutes79 pouvant reacutesulter drsquoune deacutefaillance

77 Reacuteponse drsquourgence sur le site78 Reacuteponse drsquourgence hors du site79 Postulated Initiating Events (PIE) en anglais

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mateacuterielle drsquoun mauvais fonctionnement drsquoun systegraveme drsquoune erreur humaine ou drsquouneagression interne ou externe Une liste drsquoeacuteveacutenements initiateurs geacuteneacuteralement postuleacutespour les reacuteacteurs de recherche est preacutesenteacutee dans la norme de sucircreteacute SSR-3 de lrsquoAIEA Letableau 32 compile agrave la fin du preacutesent chapitre une seacutelection de ces eacuteveacutenements danslequel ils sont regroupeacutes en diffeacuterentes familles

La deacuteclinaison de la deacutemarche deacuteterministe par lrsquoeacutetude drsquoun certain nombre drsquolaquo eacutetatsde lrsquoinstallation80 raquo deacutetermineacutes sur la base des eacuteveacutenements initiateurs dont un certainnombre peuvent ecirctre classeacutes en cateacutegories selon les freacutequences estimeacutees des eacuteveacutenementsinitiateurs associeacutes srsquoest affineacutee au fil de temps La plupart des reacuteacteurs de recherche enexploitation ont eacuteteacute conccedilus sur des bases plus sommaires ndash bien que souvent robustes ndashen comparaison des reacuteacteurs de recherche les plus reacutecents Les reacuteeacutevaluations de sucircreteacutedont il sera question aux paragraphes 35 43 922 et 102 ou drsquoautres eacutetapesadministratives importantes (voir par exemple ci-apregraves le cas du HFR de Petten) permettentdrsquoapprofondir les analyses de sucircreteacute en se reacutefeacuterant aux pratiques les plus reacutecentes

Des eacutetudes probabilistes peuvent ecirctre utiliseacutees en compleacutement de la deacutemarchedeacuteterministe Il convient neacuteanmoins de souligner que les reacuteacteurs de recherche sont engrande majoriteacute des installations moins complexes que les reacuteacteurs de puissance(comme ceux agrave eau sous pression) et qursquoen conseacutequence lrsquointeacuterecirct drsquoeacutetudes probabilistesde sucircreteacute est moins manifeste Mais mecircme pour les reacuteacteurs de recherche des eacutetudesprobabilistes peuvent ecirctre utiles pour identifier des points relativement faibles de leurconception ou pour approcher de faccedilon quantitative lrsquoapport drsquoameacuteliorations ou demodifications qui leur sont apporteacutees ou envisageacutees81 Par ailleurs lrsquoutilisation desmeacutethodes probabilistes peut permettre une meilleure appreacuteciation de lrsquoimportancerelative des systegravemes pour la sucircreteacute drsquoun reacuteacteur de recherche et de mieux preacuteciserleurs interactions possibles

Il convient de signaler agrave cet eacutegard que certaines autoriteacutes de sucircreteacute ont demandeacute auxexploitants de reacuteacteurs de recherche de mener des eacutetudes probabilistes de sucircreteacute dansle cadre des processus reacuteglementaires drsquoautorisation Agrave titre drsquoexemple en 2003 deseacutetudes probabilistes de sucircreteacute (EPS) de niveau 1 (eacutevaluation des seacutequences menant agrave unendommagement du cœur et de la probabiliteacute globale drsquoun tel endommagement) et deniveau 2 (eacutevaluation des diffeacuterentes cateacutegories de rejets radioactifs dans lrsquoenvironnementet de leurs probabiliteacutes) ont eacuteteacute reacutealiseacutees pour le reacuteacteur HFR de Petten dans le cadre durenouvellement de lrsquoautorisation drsquoexploitation de ce reacuteacteur avec du combustible

80 Selon la terminologie de lrsquoAIEA notamment de la norme SSR-3 il srsquoagit des Facility states (eacutetats delrsquoinstallation) regroupant les Normal operations (opeacuterations normales) les Anticipated operationaloccurrences (eacuteveacutenements opeacuterationnels preacutevisibles) les Design basis accidents les Design ExtensionConditions (incluant les Severe accidents [accidents graves]) Lrsquoensemble des Normal operations etdes Anticipated operational occurrences constituent les Operational states (eacutetats opeacuterationnels)Les Facility states sont en nombre laquo limiteacute raquo chacun drsquoeux eacutetant choisi comme constituant uneenveloppe de la famille drsquoeacuteveacutenements correspondants (eacuteveacutenements affectant la reacuteactiviteacute du cœurle refroidissement du cœur etc)

81 De telles utilisations sont moins tributaires drsquoun manque de donneacutees de fiabiliteacute drsquoeacutequipementsvalables pour les diffeacuterents reacuteacteurs de recherche du fait notamment de la grande diversiteacute deleurs conceptions de leurs utilisations et de leurs modes de fonctionnement

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faiblement enrichi en uranium 235 Ces eacutetudes probabilistes ont notamment permis dedeacuteterminer les seacutequences dominantes drsquoendommagement du cœur (perte des sourceseacutelectriques externes grosse bregraveche du circuit primaire en dehors de la piscine) oudrsquoeacuteleacutements combustibles (blocage de la circulation drsquoeau dans le cœurhellip)82

344 Lrsquoapproche gradueacutee83

Le guide de sucircreteacute No SSG-22 de lrsquoAIEA intituleacute Use of a Graded Approach in theApplication of the Safety Requirements for Research Reactors84 eacutetabli en 2012 preacutesentedes preacuteconisations pour lrsquoapplication laquo gradueacutee raquo de la norme NS-R-4 et de fait de lanouvelle norme SSR-3 qui la remplace applicables aux reacuteacteurs de recherche eteacutevoqueacutees preacuteceacutedemment (paragraphe 323)

La diversiteacute des reacuteacteurs de recherche en termes de conception de caracteacuteristiquestechniques (puissance quantiteacutes et natures des substances radioactiveshellip) de mode defonctionnement et drsquoutilisation de maturiteacute technologique et de retour drsquoexpeacuterience setraduit par une diversiteacute des risques associeacutes Cette diversiteacute des risques a conduitnaturellement agrave la notion drsquoapproche gradueacutee

Lrsquoapproche gradueacutee concerne de nombreux sujets et elle srsquoapplique agrave toutes leseacutetapes de la laquo vie raquo drsquoun reacuteacteur de recherche pour chaque reacuteacteur de recherche lesdispositions de conception la mise en œuvre du principe de deacutefense en profondeur leniveau drsquoapprofondissement des analyses de sucircreteacute les veacuterifications de toutes natures ladocumentation les activiteacutes et les proceacutedures mises en œuvre pour lrsquoapplication desprescriptions de sucircreteacute ainsi que plus globalement les ressources deacutedieacutees agrave la sucircreteacute et agraveson controcircle sont agrave proportionner aux risques potentiels preacutesenteacutes par ce reacuteacteur Lanotion de risques potentiels est tregraves importante pour la compreacutehension et le bon usage delrsquoapproche gradueacutee la gradation est agrave faire en fonction du potentiel de danger delrsquoinstallation dans son environnement que repreacutesentent notamment lrsquoinventaire desubstances radioactives lrsquoeacutenergie capable de les disseacuteminer les caracteacuteristiques du sitela proximiteacute ou non de populationshellip Par exemple les moyens deacutedieacutes aux plans drsquourgenceexternes sont agrave proportionner agrave la robustesse et agrave la capaciteacute de confinement du bacirctimentdu reacuteacteur et aux rejets radioactifs envisageables en situations accidentelles agrave leursimpacts radiologiques sur les diverses populations susceptibles drsquoecirctre toucheacutees

La finaliteacute de lrsquoapproche gradueacutee est que les efforts des exploitants et des organismesde sucircreteacute soient deacuteployeacutes en fonction de lrsquoimportance des questions de sucircreteacute agrave traiterSelon le guide de lrsquoAIEA lrsquoapplication de lrsquoapproche gradueacutee peut porter sur les eacuteleacutementssuivants

ndash le niveau de deacutetail des proceacutedures et consignes drsquoexploitation

ndash les circuits drsquoapprobation des documents ou drsquoautorisation des modifications delrsquoinstallation et des expeacuteriences

82 Les probabiliteacutes de cet endommagement apparaissent globalement du mecircme ordre de grandeurque celles de fusion du cœur pour les reacuteacteurs de puissance (quelques 10-5an)

83 Les expressions laquo approche moduleacutee raquo et laquo approche proportionneacutee raquo sont aussi utiliseacutees84 Approche gradueacutee dans les exigences de sucircreteacute pour les reacuteacteurs de recherche

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ndash les programmes de formation

ndash les programmes drsquoinspections reacuteglementaires ou non (par exemple freacutequences etdureacutees des inspections)

ndash le systegraveme de management inteacutegreacute (sucircreteacute qualiteacute)

ndash la preacuteparation aux situations drsquourgence et la gestion de telles situations

ndash les freacutequences des opeacuterations de maintenance de calibration drsquoappareils

Dans certains pays comme en France lrsquoapplication de lrsquoapproche gradueacutee est inscritedans les reacuteglementations nationales

35 Les reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute85

Sur le plan international les reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute ne sont pas unepratique geacuteneacuteraliseacutee pour les reacuteacteurs de recherche Les reacuteexamens de sucircreteacute effectueacutesle sont souvent en vue du renouvellement drsquoautorisations drsquoexploitation deacutelivreacutees par lesautoriteacutes de sucircreteacute pour une dureacutee limiteacutee Mais pour beaucoup de reacuteacteurs de recherchedans le monde il nrsquoy pas de dureacutee limite maximale fixeacutee par leurs autorisationsdrsquoexploitation il en reacutesulte que des reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute peuvent ne pasecirctre effectueacutes systeacutematiquement alors qursquoils sont utiles pour

ndash appreacutecier notamment lrsquoacceptabiliteacute du point de vue de la sucircreteacute de la poursuitede leur fonctionnement compte tenu le cas eacutecheacuteant des modifications inter-venues dans les installations et dans leurs modaliteacutes drsquoexploitation ainsi que deseacutevolutions de leurs environnements

ndash deacuteterminer les ameacuteliorations de sucircreteacute agrave apporter agrave ces installations sur la base duretour drsquoexpeacuterience drsquoexploitation (de lrsquoinstallation concerneacutee et drsquoinstallationssimilaires dans le monde) de lrsquoeacutevolution des connaissances relatives agrave certainsrisques ainsi que de lrsquoeacutevolution des exigences ou critegraveres de sucircreteacute

Le guide de sucircreteacute No SSG-25 de lrsquoAIEA intituleacute Periodic Safety Review for NuclearPower Plants diffuseacute en 2013 preacutesente des preacuteconisations pour la reacutealisation desreacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute pour les reacuteacteurs de puissance Le deacutelai maximalrecommandeacute entre deux reacuteexamens est de 10 ans Ces preacuteconisations sont moyennantquelques adaptations lieacutees aux speacutecificiteacutes de ces installations et agrave lrsquoapplication delrsquoapproche gradueacutee utilisables pour les reacuteacteurs de recherche

De faccedilon geacuteneacuterale les reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute consistent pour uneinstallation nucleacuteaire agrave en reacuteexaminer systeacutematiquement la sucircreteacute agrave des intervallesreacuteguliers en tenant compte notamment des effets du vieillissement des modificationsapporteacutees agrave lrsquoinstallation du retour drsquoexpeacuterience drsquoexploitation des eacutevolutions du sitedes connaissances nouvelles acquises (en matiegravere de risque sismique par exemple) desmeilleures pratiques disponibles lrsquoeacutevolution des exigences de sucircreteacute est aussi consideacutereacutee

85 Lrsquoexpression utiliseacutee dans les normes de sucircreteacute de lrsquoAIEA est laquo revue peacuteriodique de sucircreteacute raquo(Periodic safety review)

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Lrsquoobjectif drsquoun tel reacuteexamen est de deacuteterminer si les dispositions qui assurent la sucircreteacute delrsquoinstallation eacuteventuellement modifieacutees agrave la lumiegravere des reacuteexamens de sucircreteacute preacuteceacutedentsrestent adeacutequates La pratique franccedilaise en la matiegravere ndash fondeacutee sur une peacuteriodiciteacutedeacutecennale ndash est deacuteveloppeacutee au paragraphe 92 et illustreacutee par quelques-uns desreacuteexamens de sucircreteacute les plus marquants meneacutes en France

Les reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute reacutealiseacutes pour des reacuteacteurs de recherchecouvrent geacuteneacuteralement

ndash le systegraveme de management de la sucircreteacute incluant les dispositions en matiegraveredrsquoassurance de la qualiteacute

ndash lrsquoeacutetat physique apregraves vieillissement des structures systegravemes et composantsimportants pour la sucircreteacute qui pourraient par exemple ecirctre fragiliseacutes sous lrsquoeffetdes rayonnements ou subir des pheacutenomegravenes drsquoeacuterosion ou de corrosion (cas parexemple de composants exposeacutes agrave lrsquohumiditeacute en cas drsquoabsence de conditionne-ment drsquoair ou de non-fonctionnement de systegravemes de ventilation)

ndash lrsquoeacutevolution des exigences de sucircreteacute et des critegraveres applicables

ndash les eacutevolutions du site de lrsquoinstallation telles que lrsquoaugmentation de la densiteacute depopulation lrsquoimplantation drsquoindustries impliquant des matiegraveres dangereuses laconstruction de routes pour le transport de telles matiegraveres ou lrsquoeacutevolution du trafic(routier aeacuterienhellip)

ndash les dispositifs expeacuterimentaux et les expeacuteriences

ndash les programmes de maintenance drsquoessais et drsquoinspections peacuteriodiques

ndash le retour drsquoexpeacuterience y compris international

ndash les aspects organisationnels concernant le personnel drsquoexploitation (recrutementmobiliteacute qualification formation maintien des compeacutetences et des connaissan-ces)

ndash les doses reccedilues par le personnel drsquoexploitation

ndash la gestion des effluents et des deacutechets radioactifs les bilans associeacutes

ndash la documentation de sucircreteacute et drsquoexploitation de lrsquoinstallation (rapport desucircreteacute regravegles geacuteneacuterales drsquoexploitation plan drsquourgence interne proceacuteduresdrsquoexploitation)

Les points faibles et les non-conformiteacutes constateacutes lors des reacuteexamens peacuteriodiques desucircreteacute ont conduit dans la plupart des cas agrave des programmes drsquoameacuteliorations de lasucircreteacute des installations concerneacutees avec des eacutecheacuteanciers preacutecis soumis agrave lrsquoapprobationdes autoriteacutes de sucircreteacute concerneacutees

Si dans le cadre de tels programmes drsquoameacutelioration des composants importants pourla sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche peuvent ecirctre remplaceacutes (du fait de leur obsolescenceou de leur vieillissement) la configuration des structures de geacutenie civil peut dans certainscas rendre difficile voire empecirccher de reacutealiser lors drsquoune reacutenovation une seacuteparation

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physique adeacutequate des diffeacuterentes laquo voies raquo de systegravemes de sucircreteacute redondants ndash lrsquoanalysede sucircreteacute devant alors en tenir compte

Les reacuteexamens peacuteriodiques de sucircreteacute constituent une eacutetape importante pour lemaintien drsquoun niveau de sucircreteacute satisfaisant Sur la base de tels reacuteexamens lrsquoautoriteacute desucircreteacute peut se prononcer sur la poursuite du fonctionnement des installations

LrsquoAIEA poursuit ses efforts pour promouvoir et eacutetendre la pratique des reacuteexamenspeacuteriodiques de sucircreteacute pour les reacuteacteurs de recherche avec la publication prochaine drsquounSafety report speacutecifique et lrsquoorganisation de formations sur ce sujet

36 Aspects de sucircreteacute relatifs aux dispositifsexpeacuterimentaux

Un dispositif expeacuterimental86 contient un ou plusieurs eacutechantillons destineacutes agrave ecirctreirradieacutes dans un flux neutronique produit par un reacuteacteur de recherche Le dispositifcontient les supports des eacutechantillons et les eacutequipements permettant de produire et demaicirctriser les conditions drsquoirradiation souhaiteacutees

Les dispositifs expeacuterimentaux sont geacuteneacuteralement installeacutes dans le cœur drsquoun reacuteacteur derecherche dans son reacuteflecteur ou agrave sa peacuteripheacuterie Les expeacuteriences ou irradiations reacutealiseacuteesavec ces dispositifs sont tregraves diverses Elles peuvent en particulier consister agrave irradier

ndash des eacutechantillons de combustibles soumis agrave des conditions de pression et detempeacuterature ainsi qursquoagrave des fluides caloporteurs qui peuvent ecirctre tregraves diffeacuterents deceux du reacuteacteur de recherche dans lequel ils sont irradieacutes le dispositifdrsquoirradiation est dans ce cas une boucle expeacuterimentale Les conditions thermohy-drauliques dans la boucle expeacuterimentale peuvent correspondre agrave des situationsincidentelles ou accidentelles auxquelles les eacutechantillons pourraient ecirctre soumisdans un reacuteacteur de puissance Dans ces expeacuteriences les eacutechantillons de combus-tible eacutetudieacutes peuvent ecirctre solliciteacutes jusqursquoagrave atteindre la rupture de leur gainageetou la fusion du combustible

ndash divers mateacuteriaux pour des applications industrielles

ndash des cibles pour la production de radioisotopes destineacutes agrave des utilisations meacutedicalesou autres

Un dispositif expeacuterimental est principalement constitueacute drsquoune partie laquo en pile raquo etdrsquoune partie laquo hors pile87 raquo

La partie laquo en pile raquo contient le ou les eacutechantillons agrave irradier et permet drsquoobtenir et demaicirctriser les caracteacuteristiques souhaiteacutees quant agrave lrsquoenvironnement de ces eacutechantillons En

86 Il srsquoagit en fait de dispositifs qui ne sont pas expeacuterimentaux par eux-mecircmes mais qui sont destineacutes agravedes expeacuterimentations Lrsquoappellation dispositif drsquoexpeacuterimentation serait donc plus approprieacutee lrsquoappellation usuelle a cependant eacuteteacute conserveacutee dans le preacutesent document

87 Lrsquoexpression laquo agrave terre raquo est aussi parfois utiliseacutee

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termes de sucircreteacute elle comporte une ou plusieurs laquo barriegraveres raquo seacuteparant lrsquoeacutechantillon dufluide de refroidissement du cœur du reacuteacteur Les exigences appliqueacutees agrave ces laquo barriegraveres raquodeacutependent des conditions drsquoirradiation et des risques preacutesenteacutes par le dispositif expeacuteri-mental dans son ensemble

La partie laquo hors pile raquo comprend notamment les alimentations eacutelectriques les baiesde controcircle-commande du dispositif les circuits de fluides et pour certaines bouclesdrsquoirradiations particuliegraveres les cellules drsquoanalyse des produits de fission relacirccheacutes par uncombustible testeacute La partie laquo hors pile raquo drsquoune boucle expeacuterimentale contribue agrave obtenirles conditions expeacuterimentales deacutesireacutees notamment en termes de pression et de tempeacute-rature auxquelles doit ecirctre soumis un eacutechantillon

Il est important de souligner qursquoil convient de bien examiner les interactions possiblesdu point de vue de la sucircreteacute entre le (ou les) dispositif(s) expeacuterimental(aux) et le reacuteacteurdans lequel les irradiations sont effectueacutees

Du fait que les projets drsquoexpeacuteriences dans les reacuteacteurs de recherche et les projets demodifications de ces installations ont des aspects communs tels que lrsquoorganisationlrsquoanalyse de sucircreteacute la gestion des autorisations et des essais de mise en service lrsquoAIEA apublieacute en 2012 le guide No SSG-24 intituleacute Safety in the Utilization and Modification ofResearch Reactors qui traite agrave la fois de lrsquoutilisation et des modifications des reacuteacteurs derecherche en matiegravere de sucircreteacute Ce guide preacuteconise que lrsquoexploitant drsquoun reacuteacteur derecherche ait la responsabiliteacute de tous les aspects de sucircreteacute du reacuteacteur lieacutes agrave lapreacuteparation et agrave la reacutealisation des expeacuteriences ndash mecircme si la conception et la programma-tion de ces expeacuteriences peuvent relever drsquoautres instances (organismes de rechercheuniversiteacutes hocircpitaux industrielshellip) et mecircme si lrsquoexeacutecution de certaines tacircches peut ecirctresous-traiteacutee agrave drsquoautres organisations Les comiteacutes de sucircreteacute eacutevoqueacutes preacuteceacutedemment auparagraphe 323 (norme SSR-3) peuvent ecirctre ameneacutes agrave examiner lrsquoadeacutequation et la sucircreteacutedrsquoexpeacuteriences et agrave formuler des recommandations au chef drsquoinstallation Le guide preacuteconiseque lrsquoautoriteacute de sucircreteacute du pays drsquoimplantation drsquoun reacuteacteur de recherche deacutefinisse etmette en application un processus drsquoautorisation (incluant la possibiliteacute drsquoautorisationsinternes sous certaines conditions) pour les expeacuteriences dans les reacuteacteurs de recherche etsrsquoassure que les exploitants mettent enœuvre des dispositions approprieacutees pour la maicirctriseet le controcircle de la sucircreteacute de ces expeacuteriences

Le guide preacuteconise aussi que

ndash les projets drsquoexpeacuteriences soient hieacuterarchiseacutes en fonction de leur importance pour lasucircreteacute (dans le cadre drsquoune approche gradueacutee)

ndash des proceacutedures soient eacutetablies pour lrsquoanalyse de la sucircreteacute et lrsquoapprobation desexpeacuteriences

ndash les expeacuteriences ayant un impact majeur ou important pour la sucircreteacute du reacuteacteursoient conccedilues selon les mecircmes principes que le reacuteacteur lui-mecircme (deacutefense enprofondeur critegravere de deacutefaillance uniquehellip) et fassent lrsquoobjet drsquoune autorisationformelle de lrsquoautoriteacute de sucircreteacute du pays concerneacute les expeacuteriences nrsquoayant qursquounimpact mineur ou nrsquoayant pas drsquoimpact sur la sucircreteacute du reacuteacteur peuvent fairelrsquoobjet drsquoautorisations internes de lrsquoexploitant

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Le guide eacutenumegravere diffeacuterents aspects de sucircreteacute speacutecifiques aux expeacuteriences qursquoilconvient drsquoexaminer pour chacune drsquoentre elles

ndash le laquo poids88 raquo en reacuteactiviteacute du dispositif expeacuterimental qui doit rester enconformiteacute avec les limites et conditions drsquoexploitation (sous-criticiteacute du cœurlorsque le reacuteacteur est agrave lrsquoarrecircthellip)

ndash le systegraveme de protection associeacute aux expeacuteriences qui peut eacutegalement ecirctre conccedilupour proteacuteger le reacuteacteur

ndash la chaleur produite dans le dispositif expeacuterimental et lrsquoadeacutequation du circuit derefroidissement de ce dispositif pour lrsquoeacutevacuation de cette chaleur qui ne doit pasalteacuterer les capaciteacutes de refroidissement du reacuteacteur

ndash les risques eacuteventuellement associeacutes agrave la pression dans le dispositif expeacuterimentalnotamment agrave lrsquoeacutegard des eacutequipements importants pour la sucircreteacute du reacuteacteur

ndash la compatibiliteacute des mateacuteriaux constituant le dispositif expeacuterimental entre eux etavec ceux du reacuteacteur (risque de corrosion de formation drsquoeutectiqueshellip)

ndash les interactions possibles du dispositif expeacuterimental avec le reacuteacteur (perturba-tions du flux neutronique interactions meacutecaniqueshellip)

ndash la mise agrave jour de la documentation de sucircreteacute de lrsquoinstallation (rapport de sucircreteacuteregravegles geacuteneacuterales drsquoexploitation proceacutedures drsquourgencehellip)

Par ailleurs le guide preacuteconise que le principe ALARA89 soit appliqueacute agrave lrsquoexposition desopeacuterateurs lors de la reacutealisation des expeacuteriences et que agrave lrsquoentreacutee de chaque zoneexpeacuterimentale les principaux risques qui lui sont associeacutes fassent lrsquoobjet drsquoun affichage

Enfin le guide preacuteconise que des dispositions approprieacutees soient prises pour quechaque eacutequipement du dispositif expeacuterimental puisse ecirctre entreposeacute et eacutevacueacute dans desconditions de sucircreteacute satisfaisantes lors des opeacuterations de deacutepose du dispositif ou dedeacutemantegravelement du reacuteacteur

37 Accidents laquo enveloppes raquo pris en comptepour lrsquoanalyse de sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche

371 Deacutefinition et caracteacuteristiques des accidents laquo enveloppes raquo

Certains aspects des reacuteacteurs de recherche et de leurs utilisations ainsi que le retourdrsquoexpeacuterience de leur exploitation ont tregraves tocirct conduit les concepteurs et les organismes

88 Le laquo poids raquo en reacuteactiviteacute de nrsquoimporte quel constituant drsquoun cœur de reacuteacteur est exprimeacute en pcm(pour cent mille) Un eacuteleacutement combustible a un laquo poids raquo positif car il apporte de la reacuteactiviteacute aucœur alors qursquoun eacuteleacutement absorbant a un laquo poids raquo neacutegatif Un dispositif expeacuterimental peut avoirun laquo poids raquo positif (par exemple srsquoil contient de la matiegravere fissile) ou neacutegatif (par exemple srsquoil srsquoagitdrsquoune capsule drsquoirradiation drsquoeacutechantillons drsquoacier)

89 As Low As Reasonably Achievable en anglais (aussi bas que raisonnablement possible) Ce principeissu de la cyndinique (science du risque) sera formuleacute pour la premiegravere fois en 1977 par la CIPR danssa publication ndeg 26

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de sucircreteacute agrave retenir la possibiliteacute drsquoaccidents drsquoendommagement de combustible dans lecœur du reacuteacteur ou de ce cœur dans son ensemble jusqursquoagrave la fusion Parmi ces aspectson peut eacutevoquer

ndash le fait que de nombreuses manipulations peuvent ecirctre reacutealiseacutees dans le cœur dureacuteacteur ou agrave proximiteacute de celui-ci

ndash lrsquoimplantation de certains reacuteacteurs agrave proximiteacute de populations

ndash la survenue de plusieurs accidents de reacuteactiviteacute au plan international comme celasera exposeacute au paragraphe 42

Des accidents laquo enveloppes raquo directement postuleacutes ou deacutetermineacutes agrave partir drsquoeacuteveacutene-ments initiateurs (deacutefaillances simples ou multiples) drsquoorigine interne sont deacutefinis pour laveacuterification du caractegravere acceptable de la conception90 et des modaliteacutes drsquoexploitation Ilscontribuent aussi agrave la deacutefinition des dispositions organisationnelles et mateacuterielles desplans drsquourgence De tels accidents font lrsquoobjet drsquoeacutetudes visant notamment agrave appreacutecier lesrejets radioactifs et leurs conseacutequences radiologiques pour lrsquohomme et lrsquoenvironnementsur la base du comportement des laquo barriegraveres raquo de confinement aux sollicitations subies

Plusieurs appellations sont utiliseacutees dans le monde pour deacutesigner les accidents enquestion pour les reacuteacteurs de recherche ce qui ne facilite pas la compreacutehension accident enveloppe accident de reacutefeacuterence (terme utiliseacute particuliegraverement pour lesreacuteacteurs de recherche franccedilais) accident maximal creacutedible ou hypotheacutetique accidentgrave maicirctriseacute etc Les termes anglais Design Basis Accident (DBA) et Beyond Design BasisAccident91 (BDBA) sont aussi utiliseacutes ndash pour les moins anciens des reacuteacteurs de rechercheou dans le cadre de reacutecentes reacuteeacutevaluations de sucircreteacute ndash par reacutefeacuterence aux notions de ladeacutemarche deacuteterministe telle qursquoelle a eacuteteacute preacuteciseacutee au fil du temps

Au plan terminologique il peut ecirctre utile de rappeler ici les deacutefinitions qui figurentdans le glossaire de lrsquoAIEA (eacutedition de 2007) concernant les diffeacuterents domainesdrsquoeacuteveacutenements (Facility states) agrave consideacuterer

ndash le domaine des Design Basis Accidents (DBA) ndash domaine des accidents dudimensionnement laquo de base raquo ndash est deacutefini comme regroupant les laquo conditionsaccidentelles auxquelles une installation est conccedilue pour reacutesister conformeacutement agravedes critegraveres de conception speacutecifieacutes raquo

ndash le domaine des Beyond Design Basis Accidents (BDBA) concerne les laquo conditionsaccidentelles plus graves qursquoun accident de dimensionnement raquo

ndash les Severe Accidents qui sont les laquo conditions accidentelles plus graves qursquounaccident de dimensionnement qui donnent lieu agrave une deacutegradation importante ducœur raquo (constituant ainsi un sous ensemble des BDBA)

90 Architecture des systegravemes exigences fonctionnelles des eacutequipements caracteacuteristiques techniquesde ces eacutequipements (eacutepaisseur drsquoune paroi en beacuteton taux de ferraillage deacutebit drsquoune pompeeacutepaisseur drsquoune cuve mateacuteriaux utiliseacutes types de soudures retenushellip)

91 Domaine des accidents hors dimensionnement

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Il apparaicirct donc que les accidents laquo enveloppes raquo retenus pour les reacuteacteurs derecherche correspondent pour la plupart du fait de leur nature agrave des accidents horsdimensionnement voire speacutecifiquement agrave des accidents seacutevegraveres

Il est agrave noter que lrsquoexpression Design Extension Conditions (DEC)92 a eacuteteacute aussiintroduite par la communauteacute internationale ndash et notamment par lrsquoAIEA dans ledocument SSR-3 ndash pour des accidents qui relevaient auparavant du domaine horsdimensionnement (deacutefaillances multiples eacuteveacutenements complexes accidents de fusionde combustible) signifiant par lagrave que lrsquoeacutetude de ces accidents doit viser agrave deacuteterminer si laconception de lrsquoinstallation (dont la laquo barriegravere raquo ultime de confinement) permet drsquoenlimiter suffisamment les conseacutequences ou si des renforcements (visant par exemple lalaquo barriegravere raquo ultime) ou la mise en place drsquoeacutequipements compleacutementaires (sourceseacutelectriques suppleacutementaires appoints drsquoeau laquo ultimes raquo etc) doivent ecirctre envisageacutes

Il existe une grande diversiteacute drsquoaccidents laquo enveloppes raquo eacutetudieacutes pour les diffeacuterentsreacuteacteurs de recherche dans le monde illustreacutee notamment dans le tableau 33 ndash qui nrsquoenpreacutesente qursquoune seacutelection Ces accidents couvrent une gamme eacutetendue drsquoeacutetats dedeacutegradation du cœur allant drsquoun endommagement minime drsquoun eacuteleacutement combustiblejusqursquoagrave la fusion partielle ou agrave la fusion totale du cœur Si des eacuteleacutements peuvent expliquerpartiellement cette diversiteacute (conceptions et caracteacuteristiques intrinsegraveques [contre-reacuteac-tions neutroniques etc] diffeacuterentes robustesse variable des systegravemes de sucircreteacute [archi-tecture redondance diversificationhellip]) force est de constater qursquoil existe aussi desdispariteacutes concernant les accidents laquo enveloppes raquo retenus pour des reacuteacteurs similairessur le plan technique LrsquoAgence de lrsquoeacutenergie nucleacuteaire (AEN) et lrsquoIRSN ont souligneacute93

lrsquointeacuterecirct qursquoil y aurait agrave identifier et agrave eacutetablir des bonnes pratiques dans la faccedilon de deacutefinirles accidents laquo enveloppes raquo pour les reacuteacteurs de recherche

Pour ce qui concerne plus particuliegraverement le cas des reacuteacteurs de recherche de typepiscine utilisant des eacuteleacutements combustibles agrave base drsquouranium et drsquoaluminium tregravesreacutepandus dans le monde des accidents laquo enveloppes raquo initieacutes par une injection rapideet importante de reacuteactiviteacute entraicircnant une fusion de combustible du cœur ndash accidents ditsde type BORAX94 ndash sont geacuteneacuteralement retenus Toutefois les effets meacutecaniques delrsquointeraction entre le combustible fondu et lrsquoeau de refroidissement sous la forme drsquouneexplosion de vapeur nrsquoont pas eacuteteacute pris en compte de faccedilon homogegravene pour tous lesreacuteacteurs concerneacutes en particulier pour le dimensionnement meacutecanique de la piscine dureacuteacteur et de lrsquoenceinte de confinement de plus les conseacutequences que pourrait avoirlrsquoimpact de projectiles sur lrsquoenceinte de confinement reacutesultant de lrsquoexplosion de vapeurnrsquoont pas toujours eacuteteacute examineacutees

92 Lrsquoappellation franccedilaise est domaine compleacutementaire devenue domaine de conception eacutetendu dansles textes les plus reacutecents (voir par exemple le guide ASN ndeg 22 laquo Exigences de sucircreteacute etrecommandations pour la conception des reacuteacteurs agrave eau sous pression raquo)

93 Voir notamment la communication Safety of research reactors views of the NEA committee on thesafety of nuclear installation ndash IAEA International conference on research reactors Rabat Morocco14ndash18 November 2011

94 Boiling water ReActor eXperiment (reacuteacteur drsquoexpeacuterimentations agrave eau bouillante)

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Drsquoautres diffeacuterences concernent les donneacutees utiliseacutees pour la deacutetermination des rejetsradioactifs pouvant reacutesulter des accidents laquo enveloppes raquo ce sujet est eacutevoqueacute auparagraphe suivant

Le chapitre 8 de cet ouvrage relatif aux accidents de type BORAX preacutecise lesquestions eacutevoqueacutees preacuteceacutedemment ainsi que la faccedilon dont ces accidents sont pris encompte pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais de type piscine

372 Eacutevaluation des rejets radioactifs des accidentslaquo enveloppes raquo

Lrsquoeacutevaluation des rejets radioactifs pour lrsquoeacutetude des conseacutequences radiologiques drsquounaccident entraicircnant un endommagement du combustible du cœur du reacuteacteur (rupturesde gaines fusion) suppose de deacuteterminer la nature et lrsquoeacutetendue de cet endommagementles cheminements et les quantiteacutes de produits de fission relacirccheacutes par le combustible dansle bacirctiment du reacuteacteur puis de lagrave les rejets de produits de fission dans lrsquoenvironnementenfin les doses et les contaminations (agrave long terme) qui pourraient en reacutesulter agravediffeacuterentes distances de lrsquoinstallation Pour certains reacuteacteurs le risque de cancers induitspar les radiations a eacuteteacute deacutetermineacute95

Ces eacuteleacutements sont agrave eacutevaluer au cas par cas en tenant compte des caracteacuteristiquesspeacutecifiques du bacirctiment du reacuteacteur (eacutetancheacuteiteacute bipasses possibleshellip) et de la ventilationassocieacutee (deacutebit drsquoextraction efficaciteacute des systegravemes de filtration) ainsi que des caracteacute-ristiques speacutecifiques du site en consideacuterant que lrsquoaccident peut survenir dans unesituation de perte des sources eacutelectriques externes etc

Dans le cas drsquoune fusion de combustible sous eau les produits de fission sont libeacutereacutesdans lrsquoeau de la piscine agrave partir de laquelle une fraction est supposeacutee relacirccheacutee instanta-neacutement dans lrsquoatmosphegravere du bacirctiment du reacuteacteur (gaz rares notamment en totaliteacute) Lerelacircchement des produits de fission se poursuit ensuite de maniegravere diffeacutereacutee (avecnotamment une contribution lieacutee agrave lrsquoeacutevaporation de lrsquoeau de la piscine ndash deacutependant dela diffeacuterence de tempeacuterature entre lrsquoeau et lrsquoambiance du bacirctiment du reacuteacteur ainsi quede la surface drsquoeacutevaporation) Dans le cas drsquoune fusion de combustible agrave lrsquoair les produits defission sont supposeacutes libeacutereacutes directement dans lrsquoatmosphegravere du bacirctiment du reacuteacteur

Des diffeacuterences existent dans les hypothegraveses utiliseacutees dans le monde pour deacuteterminerles transferts de produits de fission du combustible vers lrsquoeau de lrsquoeau vers lrsquoair du hall dubacirctiment du reacuteacteur enfin de ce hall vers lrsquoenvironnement Pour le relacircchement deradionucleacuteides hors du combustible les gaz rares (xeacutenon krypton) sont geacuteneacuteralementsupposeacutes relacirccheacutes en totaliteacute Les diffeacuterences observeacutees dans des analyses de sucircreteacuteconcernent les autres espegraveces (iode ceacutesium rutheacutenium strontium actinides) Ellesreacutesultent souvent de lrsquoabsence de donneacutees expeacuterimentales transposables sachant queles taux de transfert deacutependent en particulier du taux de combustion du combustible dela tempeacuterature maximale atteinte par celui-ci ainsi que du milieu ambiant (eau air

95 Par exemple en 2003 dans le cas du reacuteacteur HFR de Petten agrave lrsquooccasion du renouvellement delrsquoautorisation drsquoexploitation de ce reacuteacteur avec du combustible faiblement enrichi en uranium 235(voir le paragraphe 343)

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vapeur-air etc) Des eacutecarts importants ont eacuteteacute constateacutes par exemple pour lrsquo iode 131 etle ceacutesium 137 des taux de relacircchement du combustible fondu vers lrsquoeau variant de 01pour certains reacuteacteurs agrave 08 pour drsquoautres (reacuteacteur OSIRIShellip) Il est agrave noter que la valeurde 08 reacutesultait drsquoune analyse effectueacutee par lrsquoexploitant du reacuteacteur OSIRIS agrave la suite de lafusion de six plaques de combustible survenue dans le reacuteacteur SILOE en 1967 ndash attribueacuteeagrave une perte du deacutebit de refroidissement agrave lrsquoentreacutee de lrsquoeacuteleacutement combustible affecteacute (ceteacuteveacutenement est deacutecrit au paragraphe 1012)

Pour le transfert du hall du bacirctiment du reacuteacteur vers lrsquoenvironnement les diffeacuterencesconcernent principalement la prise en compte ou non des pheacutenomegravenes de deacutepocirct desproduits de fission sur les surfaces et de lrsquoefficaciteacute des systegravemes de filtration

38 Ameacuteliorations possibles en termes drsquoeacutetudesde recherches et de deacuteveloppements pour la sucircreteacutedes reacuteacteurs de recherche

Si les reacuteacteurs de recherche peuvent servir agrave lrsquoacquisition de connaissances utilespour lrsquoappreacuteciation de la sucircreteacute des reacuteacteurs de puissance leur propre sucircreteacute doitnaturellement ecirctre justifieacutee par des eacuteleacutements suffisamment eacutetayeacutes Agrave cet eacutegard adopterdes valeurs tregraves enveloppes pour lrsquoeacutetude des eacuteveacutenements initiateurs postuleacutes peut sereacuteveacuteler excessif et conduire agrave des difficulteacutes de conception de reacutealisation ou drsquoexploita-tion Plus de reacutealisme dans les conservatismes peut ecirctre une piste sous reacuteserve toutefoisde disposer des connaissances suffisantes et valideacutees

Lrsquoacquisition de nouvelles connaissances serait particuliegraverement opportune pour cequi concerne les taux de relacircchement des produits de fission hors des eacuteleacutementscombustibles en conditions incidentelles ou accidentelles ndash cela a eacuteteacute vu preacuteceacutedemmentpour lrsquoeacutevaluation des rejets radioactifs lieacutes aux accidents de fusion de combustible Eneffet si les concepteurs et exploitants de reacuteacteurs de recherche et plus particuliegraverementde combustibles destineacutes agrave ces reacuteacteurs deacuteploient des programmes expeacuterimentaux dequalification de ces combustibles ces programmes explorent surtout les conditions detempeacuterature pression etc correspondant au fonctionnement normal ou transitoire desreacuteacteurs de recherche LrsquoAEN (et lrsquoIRSN) a appeleacute lrsquoattention des concepteurs etexploitants des reacuteacteurs de recherche sur lrsquointeacuterecirct qursquoil y aurait agrave ameacuteliorer par desessais les connaissances sur le comportement du combustible des reacuteacteurs de rechercheen conditions incidentelles ou accidentelles96

Par ailleurs diffeacuterents logiciels de simulation thermohydraulique deacuteveloppeacutes initiale-ment pour les reacuteacteurs de puissance ont eacuteteacute adapteacutes pour les eacutetudes relatives auxreacuteacteurs de recherche en fonctionnement normal ou en conditions transitoires inci-dentelles ou accidentelles Il est apparu que les modegraveles matheacutematiques et les correacute-lations utiliseacutes dans ces logiciels ainsi que leur degreacute de validation dans les conditionsspeacutecifiques des reacuteacteurs de recherche preacutesentaient des dispariteacutes ndash trouvant une originedans un manque ou un partage insuffisant de donneacutees ou des connaissances ndash et qursquoil y

96 Voir le nota 93

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avait un besoin drsquoameacutelioration des couplages entre neutronique et thermohydrauliqueUn programme de recherche coordonneacute97 (Coordinated Research Project [CRP]) de lrsquoAIEAa eacuteteacute meneacute de 2003 agrave 2006 et a consisteacute en une comparaison de simulations reacutealiseacuteesavec diffeacuterents logiciels de transitoires de fonctionnement drsquoun reacuteacteur choisi commereacutefeacuterence (reacuteacteur breacutesilien IEA-R1) Ce CRP a principalement fait eacutemerger la neacutecessiteacutede confronter les logiciels de simulation agrave des donneacutees expeacuterimentales (selon unedeacutemarche de validation) ce qui a conduit agrave un second CRP98 meneacute de 2008 agrave 2013et auquel lrsquoIRSN a participeacute (voir le chapitre 11) Ce second CRP a eu pour objectifdrsquoappreacutecier lrsquoaptitude de logiciels de simulation agrave reproduire un certain nombre demesures faites directement sur diffeacuterents cœurs de reacuteacteurs de recherche99 de natureneutronique et thermohydraulique Dans la plupart des cas les donneacutees neutroniquesincluaient les paramegravetres du cœur tels que le coefficient multiplicatif effectif ladistribution de flux neutronique dans le cœur le taux de fission dans le combustiblequelques paramegravetres cineacutetiques le laquo poids raquo des eacuteleacutements absorbants Les donneacuteesthermohydrauliques incluaient notamment la tempeacuterature de lrsquoeau mesureacutee agrave lrsquoentreacutee etagrave la sortie drsquoeacuteleacutements combustibles Ces donneacutees concernaient des eacutetats stables defonctionnement ainsi que des transitoires de reacuteactiviteacute et de deacutebit ndash dont pour lesreacuteacteurs ETRR-2 IEA-1 et RSG-GAS des reacuteductions de deacutebit allant jusqursquoagrave lrsquoeacutetablisse-ment drsquoune convection naturelle avec eacuteventuellement inversion du sens drsquoeacutecoulement delrsquoeau dans le cœur La publication finale de ce second CRP est en preacuteparation

Drsquoautres opportuniteacutes drsquoameacuteliorations ont eacuteteacute exprimeacutees par lrsquoAEN et lrsquoIRSN100 ellesconcernent

ndash lrsquoacquisition et le partage de donneacutees sur les caracteacuteristiques meacutecaniques et leureacutevolution dans le temps etou sous irradiation de certains mateacuteriaux speacutecifiquesutiliseacutes dans les reacuteacteurs de recherche (par exemple alliages drsquoaluminium ou dezirconium utiliseacutes pour les caissons de reacuteacteurs)

ndash le management des connaissances sujet particuliegraverement important compte tenude la longue dureacutee drsquoutilisation de nombreux reacuteacteurs de recherche parfois depeacuteriodes drsquoinutilisation et des renouvellements correacutelatifs des personnelsdrsquoexploitation

Parmi drsquoautres initiatives de lrsquoAIEA il convient de citer le CRP T12029 Benchmarks ofComputational Tools against Experimental Data on Fuel Burnup andMaterial Activation for

97 IAEA CRP J71010 Safety Significance of Postulated Initiating Events for Different Research ReactorTypes and Assessment of Analytical Tools (Importance pour la sucircreteacute des eacuteveacutenements initiateurspostuleacutes pour diffeacuterents types de reacuteacteurs de recherche et eacutevaluation des outils analytiques)

98 IAEA CRP 1496 Innovative Methods in Research Reactor Analysis Benchmark against ExperimentalData onNeutronics and Thermalhydraulic ComputationalMethods and Tools forOperation and SafetyAnalysis of Research Reactors (Meacutethodes innovantes pour lrsquoanalyse des reacuteacteurs de recherche comparaison avec les donneacutees expeacuterimentales des meacutethodes de neutronique et de thermohydrau-lique et des outils de calcul pour lrsquoexploitation et lrsquoanalyse de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche)

99 Il srsquoagissait de mesures faites sur les reacuteacteurs ETRR-2 en Eacutegypte IEA-R1 au Breacutesil McMasterNuclear Reactor au Canada MINERVE en France MNSR en Syrie OPAL en Australie RSG-GAS enIndoneacutesie SPERT III et IV aux Eacutetats-Unis

100 Voir le nota 92

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Utilization Operation and Safety Analysis of Research Reactors101 Commenceacute en 2015 ceCRP devrait srsquoachever en 2019 Son objectif est de contribuer agrave la validation desmeacutethodes et des logiciels de calcul du taux drsquousure de combustibles et drsquoactivationde mateacuteriaux par confrontation agrave des donneacutees expeacuterimentales collecteacutees aupregraves dedivers exploitants Les reacutesultats du CRP consisteront en une base de donneacutees et dereacutesultats expeacuterimentaux les mesures et les speacutecifications des installations associeacutees ainsiqursquoune publication comparant les reacutesultats expeacuterimentaux et ceux des diffeacuterents logicielsde simulation et meacutethodes utiliseacutes

Tableau 31 Guides de lrsquoAIEA pour les reacuteacteurs de recherche

Reacutefeacuterence Objet Commentaires

SSG-10 Gestion du vieillissementdes reacuteacteurs de recherche

Ce guide preacutesente des preacuteconisations concernantlrsquoeacutetablissement drsquoun programme de gestion duvieillissement en fonction de lrsquoeacutetat reacuteel des instal-lations Ce sujet est particuliegraverement importantpour les reacuteacteurs de recherche environ deux tiersdrsquoentre eux ayant plus de 40 ans drsquoacircge

SSG-20 Eacutevaluation de la sucircreteacute desreacuteacteurs de recherche eteacutetablissement du rapportde sucircreteacute

Ce guide preacutesente des preacuteconisations pour lapreacuteparation lrsquoexamen et lrsquoeacutevaluation des docu-ments de sucircreteacute drsquoun reacuteacteur de recherche(rapport de sucircreteacute regravegles geacuteneacuterales drsquoexploitationplan drsquourgence internehellip) Ce guide de sucircreteacute estplus particuliegraverement tourneacute vers les eacutetapes deconception et de construction des reacuteacteurs derecherche Il peut ecirctre utiliseacute non seulement dansle cadre des proceacutedures drsquoautorisation de nou-veaux reacuteacteurs mais aussi lors des reacuteexamenspeacuteriodiques de sucircreteacute de reacuteacteurs existants

SSG-22 Utilisation drsquoune approchegradueacutee dans lrsquoapplicationdes prescriptions de sucircreteacuterelatives aux reacuteacteurs derecherche

Drsquoune maniegravere geacuteneacuterale lrsquoapplication des prescrip-tions de sucircreteacute doit ecirctre proportionneacutee auxrisques preacutesenteacutes par les installations Ce guidevise agrave preacuteciser cette approche gradueacutee et fait despreacuteconisations pratiques pour les diffeacuterentes pha-ses de la vie drsquoun reacuteacteur de recherche

SSG-24 La sucircreteacute dans le cadre delrsquoutilisation et des modifica-tions des reacuteacteurs derecherche

Ce guide de sucircreteacute preacutesente des preacuteconisationsconcernant lrsquoutilisation et les modifications desreacuteacteurs de recherche Utilisable au premier chefpour les reacuteacteurs existants il peut eacutegalementecirctre utile aux organismes qui envisagent dereacutealiser de nouvelles expeacuteriences dans un reacuteacteurde recherche

101 Comparaison des outils de calculs aux donneacutees expeacuterimentales sur le taux de combustionde combustibles et le taux drsquoactivation de mateacuteriaux pour lrsquoutilisation lrsquoexploitation et lrsquoanalysede sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche

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SSG-37 Systegravemes de controcircle-commande et logicielsimportant pour la sucircreteacutedes reacuteacteurs de recherche

Ce guide preacutesente des preacuteconisations concernantla conception la reacutealisation et la qualification dessystegravemes de controcircle-commande et des compo-sants et logiciels associeacutes incluant lrsquoarchitecturede ces systegravemes la hieacuterarchisation de leur impor-tance pour la sucircreteacute (laquo classement de sucircreteacute raquo)leur interface avec les opeacuterateurs ainsi qursquoenmatiegravere de seacutecuriteacute agrave lrsquoeacutegard drsquoactes de malveil-lance Ces preacuteconisations sont applicables aussibien aux systegravemes de controcircle-commande desnouveaux reacuteacteurs qursquoagrave la modernisation dessystegravemes de controcircle-commande de reacuteacteurs derecherche en exploitation

SSG-40 Gestion des deacutechets radio-actifs des centrales nucleacuteai-res et des reacuteacteurs derecherche

Ce guide de sucircreteacute fournit des preacuteconisations surla faccedilon de satisfaire aux exigences de gestion desdeacutechets radioactifs geacuteneacutereacutes dans les centralesnucleacuteaires et les reacuteacteurs de recherche (y comprisles maquettes sous-critiques ou critiques) Ilcouvre toutes les eacutetapes de la gestion de telsdeacutechets depuis leur geacuteneacuteration jusquagrave leur eacutelimi-nation (mais pas leur eacutelimination) y compris leurtraitement (preacutetraitement traitement et condi-tionnement) Les deacutechets radioactifs geacuteneacutereacutes enfonctionnement normal et en cas drsquoaccident sontpris en compte Ce guide couvre toutes les phasesde la vie des installations de gestion des deacutechets ycompris le choix de leur site drsquoemplacement leurconception leur construction leur mise en serviceleur exploitation leur fermeture et leur deacutesaffec-tation

NS-G-41 Mise en service des reacuteac-teurs de recherche

La mise en service est lrsquoune des eacutetapes les plusimportantes de la vie drsquoun reacuteacteur Bien que ce guidede sucircreteacute soit plus directement utilisable pour la miseen service drsquoun reacuteacteur de recherche nouvellementconccedilu et construit il peut eacutegalement ecirctre utile lors dela remise en service drsquoun reacuteacteur apregraves un arrecirctprolongeacute ou des modifications importantes et lors dela mise en service de nouveaux dispositifs expeacuterimen-taux dans un reacuteacteur de recherche

NS-G-42 Maintenance essais peacuterio-diques et inspections desreacuteacteurs de recherche

Ce guide de sucircreteacute preacutesente diverses pratiquesinternationales jugeacutees satisfaisantes notammentpour ce qui concerne la maintenance preacuteventive etcorrective des structures systegravemes et composantsimportants pour la sucircreteacute ainsi que les essaispeacuteriodiques destineacutes agrave assurer le respect des limites etconditions drsquoexploitation deacutefinies pour lrsquoinstallation

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102 Operationnal Limits and Conditions (OLC)

NS-G-43 Gestion des cœurs etmanutention du combus-tible pour les reacuteacteurs derecherche

Ce guide preacutesente des preacuteconisations en matiegravere degestion des cœurs et de manutention des combus-tibles des reacuteacteurs de recherche dans le respectdes exigences de sucircreteacute applicables et des limitesde service associeacutees aux combustibles Il concernela conception et lrsquoexploitation des cœurs lesparamegravetres de controcircle des cœurs les eacutetapes etles proceacutedeacutes de reacuteception des combustibles derechargement des cœurs de manutention et detransport des combustibles neufs ou irradieacutes

NS-G-44 Limites et conditions drsquoex-ploitation102 proceacuteduresdrsquoexploitation des reacuteacteursde recherche

Ce guide de sucircreteacute preacutesente des preacuteconisationsconcernant lrsquoeacutetablissement non seulement deslimites et conditions drsquoexploitation mais aussi desproceacutedures drsquoexploitation Des preacuteconisationsdeacutetailleacutees concernent notamment leur eacutelabora-tion leur contenu et leur mise en œuvre aussibien pour lrsquoexploitation des reacuteacteurs que pour lesexpeacuteriences reacutealiseacutees dans ces reacuteacteurs

NS-G-45 Organisation de lrsquoexploita-tion et recrutement forma-tion et qualification dupersonnel des reacuteacteurs derecherche

Ce guide est fondeacute sur lrsquoideacutee que pour quelrsquoexploitation drsquoun reacuteacteur de recherche se fassedans des conditions de sucircreteacute satisfaisantes il estneacutecessaire que soit mise en place une structureorganisationnelle approprieacutee clairement deacutefinie etdoteacutee de personnels qualifieacutes et que soit deacutevelop-peacutee une culture de sucircreteacute Ce guide de sucircreteacutefournit agrave cet eacutegard des preacuteconisations concernantlrsquoexploitant drsquoun reacuteacteur de recherche le recrute-ment la formation et la qualification du personneldrsquoexploitation (y compris le personnel impliqueacutedans les opeacuterations de maintenance) sur la basedes meilleures pratiques internationales

NS-G-46 Prise en compte de la radio-protection et de la gestiondes deacutechets radioactifsdans le cadre de la concep-tion et de lrsquoexploitation desreacuteacteurs de recherche

Ce guide preacutesente des preacuteconisations relatives agrave laradioprotection et agrave la gestion des deacutechets radio-actifs provenant des reacuteacteurs de recherche Il meten eacutevidence des eacuteleacutements importants qursquoilconvient de prendre en compte au stade de laconception pour assurer la radioprotection et lagestion des deacutechets radioactifs ainsi que debonnes pratiques pour lrsquoeacutetablissement et la miseen œuvre des laquo programmes de radioprotection raquoau cours de lrsquoexploitation des installations

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103 Ce tableau a eacuteteacute eacutetabli sur la base des informations que lrsquoIRSN a pu collecter

WS-G-2 1 Deacuteclassement des centralesnucleacuteaires et des reacuteacteursde recherche

Ce guide fournit des preacuteconisations visant agravegarantir que le processus de deacutemantegravelement descentrales nucleacuteaires et des reacuteacteurs de rechercheest exeacutecuteacute de maniegravere sucircre et acceptable pourlrsquoenvironnement Il srsquoapplique aux centrales nucleacute-aires et aux reacuteacteurs de recherche et agrave leurs sitesassocieacutes Il aborde principalement les risquesradiologiques reacutesultant des activiteacutes associeacutees audeacutemantegravelement des reacuteacteurs nucleacuteaires et enparticulier le deacutemantegravelement apregraves lrsquoarrecirct deacutefinitifplanifieacute Un grand nombre de dispositions srsquoap-plique eacutegalement au deacutemantegravelement agrave la suitedrsquoun eacuteveacutenement anormal ayant entraicircneacute unecontamination ou des deacutegacircts graves pour lereacuteacteur Dans ce cas le guide peut servir de basepour le deacuteveloppement de dispositions de deacuteman-tegravelement speacuteciales Le guide de sucircreteacute nrsquoabordepas explicitement les risques non radiologiquestels que ceux dus aux sources potentielles drsquoin-cendie ou ceux reacutesultant drsquoune libeacuterationdrsquoamiante qui peuvent ecirctre geacuteneacutereacutes par lesopeacuterations de deacutemantegravelement et qui doiventcependant ecirctre eacutegalement maicirctriseacutes

Tableau 32 Illustration de la diversiteacute des accidents de fusion de combustible eacutetudieacutes pour les reacuteacteursde recherche103

Reacuteacteuranneacutee de miseen service -anneacutee drsquoarrecirctdeacutefinitif

Pays Puissance(MW)

Combustible Accidents de fusion decombustible pris en compte(fusion sous eau sauf mentioncontraire)

HIFAR1958-2007

Australie(LucasHeights)

10 UAl enrichi agrave environ60 en 235U

Fusion complegravete du cœur (pertedu refroidissement)

HFR1961

Pays-Bas(Petten)

50 Initialement UAl enrichi agrave91 en 235U puis U3Si2enrichi agrave environ 20 en235U

(Accident de reacuteactiviteacute exclu dufait du sens de circulation delrsquoeau srsquoopposant agrave lrsquoeacutejection drsquoab-sorbantsBouchage drsquoun canal de refroidis-sement dans un eacuteleacutement combus-tible ne megravene pas agrave la fusion)

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Pays Puissance(MW)

BR21963

Belgique(Mol)

Fusion du cœur (excursion depuissance ndash avec interaction alu-minium-eau)

SAFARI-11965

Afrique duSud (Pelin-daba)

20 Initialement UAl enrichi agrave87 ndash 93 en 235U puisU3Si2 enrichi agrave environ20 en 235U

Fusion du cœur

OSIRIS1966-2015

France(Saclay)

70 U3Si2 enrichi agrave environ20 en 235U

RHF1971

France(Grenoble)

57 UAl enrichi agrave 93 en235U

Fusion de lrsquoeacuteleacutement combustibledu cœur sous eau (excursion depuissance ndash avec interaction alu-minium-eau)Divers autres accidents menantagrave la fusion drsquoun ou plusieurseacuteleacutements combustibles en cœuren cours de manutention ou encanal drsquoentreposage sous eauou agrave lrsquoair agrave court terme(lt 24 h) ou agrave plus long terme

ORPHEE1980

France(Saclay)

60 UAl enrichi agrave 93 en 235U

RSG-GAS1987

Indoneacutesie(Serpong)

Fusion drsquoun eacuteleacutement combus-tible (bouchage)Fusion de cinq eacuteleacutementscombustibles (transitoire avecdeacutefaillance postuleacutee du systegravemede protection [ATWS])

FRM-II2004

Allemagne(Garching)

Fusion complegravete du cœur (pertedu refroidissement ou excursionde puissance pas drsquointeractionaluminium-eau)

OPAL2007

Fusion de trois plaques combus-tibles (bouchage partiel decanaux dans un eacuteleacutement combus-tible)Fusion de 36 cibles drsquoUMo(perte de refroidissement)

Tableau 33 Seacutelection drsquoeacuteveacutenements initiateurs postuleacutes pour les reacuteacteurs de recherche drsquoapregraves lanorme SSR-3 de lrsquoAIEA

Perte drsquoalimentations eacutelectriques

ndash Perte de lrsquoalimentation eacutelectrique normale

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Introduction drsquoun exceacutedent de reacuteactiviteacute

ndash criticiteacute durant la manutention du combustible (due agrave une erreur lors du chargement ducombustible)

ndash deacutefaillances lieacutees aux eacuteleacutements absorbants et (ou) agrave leurs meacutecanismes

ndash eacutejection intempestive drsquoeacuteleacutements de controcircle

ndash deacutefaillance drsquoautres dispositifs contribuant agrave la reacuteactiviteacute (modeacuterateur reacuteflecteur)

ndash positions non uniformes drsquoeacuteleacutements de controcircle

ndash rupture ou affaissement de structures

ndash apport drsquoeau froide

ndash modifications de la modeacuteration neutronique (apport de D2O dans des circuits de H2Oetc)

ndash impact drsquoexpeacuteriences et de dispositifs expeacuterimentaux (par exemple noyage en eau ouvidange drsquoun fluide absorbant effets de la tempeacuterature insertion de matiegraveres fissiles ouretrait drsquoabsorbants)

ndash hellip

Perte ou mauvaise reacutepartition des deacutebits du fluide de refroidissement dans le cœur

ndash deacutefaillance de pompes primaires

ndash reacuteduction du deacutebit du fluide primaire de refroidissement (provoqueacutee par exemple par unedeacutefaillance de vannes ou lrsquoobstruction de tuyauteries ou drsquoun eacutechangeur de chaleur)

ndash rupture de lrsquoenveloppe du fluide primaire de refroidissement entraicircnant une perte de deacutebit

ndash obstruction de canaux drsquoeacuteleacutements combustibles

ndash mauvaise reacutepartition des deacutebits dans le cœur due par exemple agrave des positions non confor-mes drsquoeacuteleacutements de controcircle

ndash reacuteduction du deacutebit du fluide de refroidissement due agrave un contournement du cœur

ndash eacutecart de pression dans les circuits par rapport aux limites speacutecifieacutees

ndash perte de la source froide externe de refroidissement du reacuteacteur (due par exemple agrave ladeacutefaillance drsquoune vanne ou drsquoune pompe ou agrave la rupture drsquoun circuit)

ndash hellip

Perte de fluide de refroidissement

ndash rupture de lrsquoenveloppe du circuit primaire de refroidissement

ndash abaissement du niveau (drsquoeau) de la piscine par pompage ou en cas dendommagement dela piscine

ndash deacutefaillance de canaux neutroniques ou drsquoautres traverseacutees de la piscine

Erreurs de manutention ou dysfonctionnements drsquoeacutequipements ou de composants

ndash deacutefaillance de la gaine drsquoun eacuteleacutement combustible

ndash endommagement meacutecanique du cœur ou de combustible (par exemple en cas de chutedrsquoun emballage de transfert sur le combustible)

ndash deacutefaillance drsquoun circuit de refroidissement de secours

ndash dysfonctionnement de la commande de la puissance du reacuteacteur

ndash criticiteacute du combustible entreposeacute

ndash deacutefaillance de moyens de confinement y compris drsquoun systegraveme de ventilation

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ndash perte du fluide de refroidissement du combustible en cours de transfert ou drsquoentreposage

ndash perte ou reacuteduction drsquoun blindage de protection radiologique

ndash deacutefaillance drsquoappareils ou de dispositifs expeacuterimentaux (par exemple rupture drsquoune boucle)

ndash hellip

Eacuteveacutenements internes particuliers

ndash incendie ou explosion interne

ndash inondation interne

ndash perte de systegravemes auxiliaires

ndash incidents lieacutes agrave la seacutecuriteacute

ndash dysfonctionnements drsquoexpeacuteriences meneacutees en reacuteacteur

ndash accegraves aux zones controcircleacutees par des personnes non habiliteacutees

ndash jets de fluides et fouettement de tuyauteries

ndash reacuteactions chimiques exothermiques

Eacuteveacutenements (agressions) externes

ndash seacuteismes (y compris la formation de failles et les glissements de terrain drsquoorigine sismique)

ndash inondations (y compris celles qui peuvent ecirctre provoqueacutees par la rupture drsquoun barrage enamont ou lrsquoobstruction drsquoun cours drsquoeau)

ndash cyclones et projectiles entraicircneacutes par les cyclones

ndash tempecirctes de sable

ndash ouragans orages et foudre

ndash cyclones tropicaux

ndash explosions

ndash chutes drsquoaeacuteronefs

ndash incendies

ndash deacuteversements de produits toxiques

ndash impacts drsquoinstallations du voisinage (par exemple installations nucleacuteaires usines chimiqueset installations de gestion de deacutechets)

ndash dangers biologiques tels que corrosion microbienne endommagement de structures oudrsquoeacutequipements par des rongeurs ou des insectes

ndash pheacutenomegravenes meacuteteacuteorologiques extrecircmes

ndash foudroiements

ndash sautes de puissance ou surtensions sur lrsquoalimentation eacutelectrique externe

ndash hellip

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Chapitre 4Le retour drsquoexpeacuterience international

pour les reacuteacteurs de recherche

La collecte des informations pertinentes relatives aux eacuteveacutenements survenant dans desreacuteacteurs de recherche au cours de leur exploitation et lrsquoanalyse de ces informationsconstituant ce qui est convenu drsquoappeler le retour drsquoexpeacuterience sont essentiels pourameacuteliorer la sucircreteacute de ces reacuteacteurs Malgreacute la grande diversiteacute des conceptions et desconditions drsquoexploitation de ces reacuteacteurs les enseignements tireacutes drsquoun incident survenudans un reacuteacteur de recherche peuvent permettre drsquoeacuteviter le renouvellement du mecircmetype drsquoincident dans ce reacuteacteur ou dans un autre reacuteacteur Agrave titre drsquoexemples lesincidents drsquoexposition excessive du personnel drsquoexploitation ou drsquoexpeacuterimentateurs auxrayonnements ionisants les pertes drsquoeacutetancheacuteiteacute de capaciteacutes drsquoeau ou de reacuteservoirsdrsquoentreposage drsquoeffluents radioactifs les incidents dus agrave des deacutefaillances de natureorganisationnelle ou humaine les incidents dus agrave lrsquoobsolescence ou au vieillissementdrsquoeacutequipements ou encore agrave une qualiteacute inadeacutequate de proceacutedures drsquoexploitation peuventecirctre porteurs de leccedilons geacuteneacuteriques pour diffeacuterentes installations Au-delagrave et agrave la suite desinitiatives prises par un certain nombre de pays en matiegravere de retour drsquoexpeacuterience ndash dontla France ce qui sera deacuteveloppeacute au chapitre 10 dans la deuxiegraveme partie du preacutesentouvrage ndash lrsquoAIEA a deacuteveloppeacute et mis en place un systegraveme de deacuteclaration drsquoincidents pourles reacuteacteurs de recherche (Incident Reporting System for Research Reactorsmdash IRSRR) quidans son principe et son fonctionnement est tregraves similaire agrave celui qui existe pour lesreacuteacteurs de puissance (Incident Reporting System mdash IRS)

Toutefois si ce systegraveme IRSRR permet un tregraves large partage drsquoexpeacuterience sur lesreacuteacteurs de recherche sur le plan international tous les incidents nrsquoy sont pasverseacutes

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Des relations bilateacuterales ou multilateacuterales se sont deacuteveloppeacutees entre exploitants dereacuteacteurs de recherche qui permettent geacuteneacuteralement des eacutechanges techniques pluscibleacutes Par exemple lrsquoInternational Group on Research Reactors104 (IGORR) organise tousles 18 mois des confeacuterences dans lesquelles des sujets de sucircreteacute relatifs aux reacuteacteurs derecherche sont exposeacutes et deacutebattus

Enfin le retour drsquoexpeacuterience doit srsquoentendre de faccedilon plus globale en incluantlrsquoanalyse drsquoeacuteveacutenements qui ont affecteacute drsquoautres types drsquoinstallations comme les reacuteacteursde puissance et qui peuvent ecirctre porteurs drsquoenseignements geacuteneacuteriques y compris pour lesreacuteacteurs de recherche lrsquoexemple de lrsquoaccident de la centrale nucleacuteaire de FukushimaDaiichi illustrera plus loin cet aspect

41 Le systegraveme AIEA de deacuteclaration drsquoincidents (IRSRR)Le systegraveme IRSRR a eacuteteacute mis en place par lrsquoAIEA en janvier 2000 et constitue au plan

mondial lrsquounique plateforme de partage drsquoexpeacuteriences de lrsquoexploitation des reacuteacteursde recherche Ce systegraveme permet de collecter puis de diffuser des informationstechniques sur des eacuteveacutenements lieacutes agrave la sucircreteacute (ou agrave la radioprotection) survenus dansdes reacuteacteurs de recherche incluant ceux survenus avant la mise en place du systegravemeLes informations contenues dans la base IRSRR sont de nature technique contraire-ment agrave celles contenues dans la base INES105 Cette derniegravere est destineacutee agrave fournirrapidement aux meacutedias et au public des informations geacuteneacuterales sur des eacuteveacutenementssurvenus dans des installations nucleacuteaires avec une appreacuteciation de leur laquo graviteacute raquoreacuteelle ou supposeacutee (classement INES)

Le guide drsquoutilisation du systegraveme IRSRR deacutefinit des cateacutegories drsquoincidents le format etle contenu des rapports agrave transmettre ainsi qursquoune liste de codes drsquoidentification et derepeacuterage theacutematique Ces eacuteleacutements sont destineacutes agrave faciliter la recherche drsquoun eacuteveacutenementparticulier dans la base de donneacutees dont lrsquoaccegraves est reacuteserveacute aux pays qui lrsquoalimentent

Un rapport drsquoincident doit notamment preacutesenter le deacuteroulement de lrsquoeacuteveacutenement uneanalyse des causes et les leccedilons tireacutees ainsi que les mesures correctives prises pour eneacuteviter le renouvellement

Chacun des 54 pays qui alimentent le systegraveme IRSRR nomme de maniegravere officielleune personne coordinatrice nationale qui devient le contact du responsable de cesystegraveme agrave lrsquoAIEA Les coordinateurs ainsi deacutesigneacutes sont notamment responsables dela transmission des rapports drsquoincidents survenus dans leur pays agrave lrsquoAIEA ainsi que de ladiffusion des informations reccedilues du systegraveme IRSRR dans celui-ci LrsquoIRSN a eacuteteacute deacutesigneacutecomme le coordinateur national pour la France Les rapports drsquoincidents qursquoil transmet agravelrsquoAIEA sont eacutetablis en concertation avec les exploitants concerneacutes

Le bon fonctionnement du systegraveme IRSRR suppose que chaque pays contributeurenvoie agrave lrsquoAIEA dans les meilleurs deacutelais des rapports sur les incidents marquants

104 Groupe drsquoexperts internationaux sur les reacuteacteurs de recherche105 International Nuclear Event Scale (eacutechelle internationale des eacuteveacutenements nucleacuteaires)

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survenus dans ses reacuteacteurs de recherche et qui correspondent aux critegraveres de deacuteclarationdrsquoincidents deacutefinis dans le guide de lrsquoIRSRR Selon ces critegraveres les incidents inteacuteressantssont les incidents jugeacutes importants du point de vue de la sucircreteacute ceux dont il est possible detirer des leccedilons utiles pour drsquoautres installations et ceux ayant entraicircneacute des rejets radioactifssignificatifs ou une exposition significative de personnes aux rayonnements ionisants

Des rapports de synthegravese sont preacutepareacutes reacuteguliegraverement par lrsquoAIEA (avec des contri-buteurs issus des Eacutetats membres) qui organise eacutegalement des reacuteunions peacuteriodiques(environ tous les deux ans) des coordinateurs nationaux durant lesquelles sont preacutesenteacuteset discuteacutes les rapports drsquoincidents transmis par les pays participants Un document106 delrsquoAIEA paru en 2015 reacutecapitule notamment de faccedilon syntheacutetique des incidents compileacutesdans la base IRSRR jusqursquoen 2015 il y apparaicirct que la majoriteacute des incidents survenusdans les reacuteacteurs de recherche comportent des causes lieacutees agrave des facteurs organisa-tionnels ou humains ou des causes lieacutes au vieillissement des installations La reacutepartitiondes causes recenseacutees apparaicirct sur la figure 41 ci-apregraves

42 Incidents et accidents seacuterieux survenusdans des reacuteacteurs de recherche

Les modifications ndash qui peuvent ecirctre freacutequentes ndash de la configuration drsquoun cœur dereacuteacteur de recherche pour y mener les expeacuterimentations preacutevues les diverses mani-pulations associeacutees ainsi que le laquo poids raquo important en reacuteactiviteacute de certains composantsdu cœur font que les risques drsquoaccident de reacuteactiviteacute ou de chute drsquoobjet sur le cœur ousur des eacuteleacutements combustibles entreposeacutes dans son voisinage sont plus eacuteleveacutes que pourles autres types drsquoinstallations nucleacuteaires Agrave cet eacutegard il convient de souligner que par lepasseacute plusieurs accidents de reacuteactiviteacute ndash ou de criticiteacute ndash sont survenus dans desinstallations nucleacuteaires (reacuteacteurs de recherche et autres installations) dans le mondedont certains ont entraicircneacute des irradiations graves de personnes (agents drsquoexploitation ou

Figure 41 Reacutepartition des causes recenseacutees des incidents inscrits dans la base IRSRR drsquoapregraves IAEA-TECDOC-1762 copy Georges GoueacuteIRSN

106 IAEA-TECDOC-1762 Operating Experience from Events Reported to the IAEA Incident ReportingSystem for Research Reactors (expeacuterience drsquoexploitation de rapports drsquoeacuteveacutenements soumis ausystegraveme de notification des incidents de lrsquoAIEA pour les reacuteacteurs de recherche) 2015

Le retour drsquoexpeacuterience international pour les reacuteacteurs de recherche 67

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expeacuterimentateurs) voire leur deacutecegraves leur freacutequence constateacutee srsquoest neacuteanmoins fortementreacuteduite depuis le deacutebut des anneacutees 1970107

Une seacutelection de quelques incidents et accidents seacuterieux survenus dans diversreacuteacteurs de recherche108 est preacutesenteacutee ci-apregraves de faccedilon syntheacutetique

12 deacutecembre 1952 - reacuteacteur NRX (42 MW) - Chalk River Laboratories(Ontario Canada)

Une excursion de puissance du reacuteacteur NRX refroidi par de lrsquoeau leacutegegravere et modeacutereacute parde lrsquoeau lourde srsquoest produite agrave la suite de deacutefaillances et drsquoerreurs humaines notammentapregraves la reacuteduction volontaire du deacutebit de refroidissement de lrsquoeau leacutegegravere dans les eacuteleacutementscombustibles Lrsquoeau leacutegegravere ayant un rocircle de poison neutronique cette diminution de deacutebit afait augmenter la reacuteactiviteacute et la puissance du reacuteacteur jusqursquoagrave environ deux fois lapuissance maximale autoriseacutee Cette excursion de puissance a eacuteteacute arrecircteacutee par la vidangede lrsquoeau lourde Le cœur a eacuteteacute deacutetruit et 371014 Bq ont eacuteteacute rejeteacutes dans les sous-sols dubacirctiment dans environ 4 000 m3 drsquoeau de refroidissement du reacuteacteur 31 personnes ont eacuteteacuteirradieacutees agrave des doses efficaces allant de 004 Sv agrave 017 Sv Lrsquoaccident a conduit agrave un transfertsignificatif de radioactiviteacute dans lrsquoenvironnement (par la chemineacutee de lrsquoinstallation)

24 mai 1958 - reacuteacteur NRU (135 MW) - Chalk River Laboratories(Ontario Canada)

Un eacuteleacutement combustible du reacuteacteur agrave eau lourde NRU a pris feu lors de sondeacutechargement Cet eacuteleacutement avait eacuteteacute abicircmeacute la veille avec drsquoautres eacuteleacutements combustibleslors drsquoune monteacutee en puissance du reacuteacteur Cet accident a entraicircneacute une contaminationimportante du bacirctiment du reacuteacteur et une irradiation de travailleurs

15 octobre 1958 - reacuteacteur de recherche (agrave puissance nulle) du BorisKidrich Institute de Vinca (ex-Yougoslavie)

Une excursion de puissance srsquoest produite dans le reacuteacteur en raison drsquoune monteacutee delrsquoeau lourde au-delagrave de la cote critique apregraves un mauvais reacuteglage (les chambres de mesurede la puissance ont eacuteteacute satureacutees) Cet accident qui a eacuteteacute stoppeacute par un opeacuterateur ayantcommandeacute la chute des barres de seacutecuriteacute en cadmium nrsquoa pas entraicircneacute de dommagessur le cœur du reacuteacteur mais une irradiation importante de six personnes lrsquoune de cespersonnes a reccedilu environ 43 Sv et est deacuteceacutedeacutee les cinq autres personnes ont eacuteteacute traiteacuteesen France par greffe de moelle osseuse

107 Le lecteur pourra se reporter agrave ce sujet au document tregraves complet diffuseacute par le Los AlamosNational Laboratory (exploiteacute par lrsquouniversiteacute de Californie pour le compte du DOE ameacutericain) ndashintituleacute A review of Criticality Accidents (un examen des accidents de criticiteacute) (reacutefeacuterence LA 13638reacutevision 2000) De 1945 au deacutebut des anneacutees 1960 plusieurs accidents survenaient chaque anneacuteedans les installations de recherche au sens large (reacuteacteurs et autres installations) quatre sontencore survenus en 1968 puis deux en 1971 un en 1983 et un en 1997

108 Les doses estimeacutees ne sont pas systeacutematiquement indiqueacutees dans les sources disponibles pourcertains de ces accidents les valeurs indiqueacutees dans diverses sources ne sont pas non pluscoheacuterentes entre elles

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3 janvier 1961 - reacuteacteur SL-1109 (3 MW) - Centre national drsquoessaisde reacuteacteurs (National Reactor Testing Area Idaho Eacutetats-Unis)

Une excursion de puissance srsquoest produite lors drsquoune opeacuteration de maintenance pourpreacuteparer le redeacutemarrage du reacuteacteur SL-1 La proceacutedure de maintenance preacutevoyait leretrait des barres de controcircle sur quelques centimegravetres pour les reconnecter agrave leursmoteurs drsquoentraicircnement Lrsquoaccident srsquoest produit lorsque lrsquoune des barres de controcircle aeacuteteacute retireacutee trop violemment et trop loin de la position preacutevue La puissance du reacuteacteur aatteint pregraves de 20 GW en 4 ms et le deacutegagement eacutenergeacutetique qui srsquoest produit a entraicircneacuteune onde de pression qui a propulseacute des barres de controcircle vers le haut Cet accident aentraicircneacute le deacutecegraves de trois personnes (deux opeacuterateurs ont eacuteteacute tueacutes sur le coup parlrsquoexplosion qui a suivi lrsquoexcursion de puissance et une troisiegraveme personne est deacuteceacutedeacuteedeux heures apregraves)

Cet accident et les enseignements qui en ont eacuteteacute tireacutes sont deacuteveloppeacutes au chapitre 8

30 deacutecembre 1965 - reacuteacteur VENUS110 (05 kW) - Mol (Belgique)

Une excursion limiteacutee de puissance srsquoest produite agrave la suite drsquoune erreur demanipulation Le programme expeacuterimental qui eacutetait en cours de reacutealisation le jour delrsquoaccident consistait agrave deacuteterminer lrsquoefficaciteacute des barres de controcircle en utilisant lacorreacutelation entre le deacuteplacement de ces barres et le deacuteplacement du niveau dumodeacuterateur (constitueacute drsquoun meacutelange drsquoeau lourde et drsquoeau leacutegegravere) le reacuteacteur eacutetantagrave lrsquoeacutetat critique Lrsquoopeacuterateur a commis une erreur de manipulation en retirant une barre decontrocircle avant drsquoen inseacuterer une autre comme il aurait ducirc le faire selon la consigne eacutecrite Ilnrsquoy a pas eu de deacutegacircts dans lrsquoinstallation mais lrsquoopeacuterateur a eacuteteacute gravement irradieacute (dosesreccedilues 5 Sv agrave la poitrine et 40 Sv agrave un pied) Il a pu ecirctre sauveacute mais a ducirc subir uneamputation du pied irradieacute

7 novembre 1967 - reacuteacteur SILOE (15 MW) - Grenoble (France)

La fusion partielle de six plaques de combustible drsquoun laquo eacuteleacutement de controcircle111 raquo srsquoestproduite lors drsquoune monteacutee en puissance du reacuteacteur Cet accident attribueacute agrave un deacutefautde refroidissement des plaques a conduit au rejet drsquoune activiteacute drsquoenviron 21015 Bq danslrsquoeau de la piscine et de 741013 Bq par la chemineacutee (essentiellement des gaz rares) Ceteacuteveacutenement est deacutecrit plus complegravetement au chapitre 10

23 septembre 1983 - maquette critique RA-2 - Constituyentes(Argentine)

Une excursion de puissance (repreacutesentant une eacutenergie thermique apporteacutee aucombustible de 10 agrave 15 MJ en quelques millisecondes) a eacuteteacute causeacutee par le non-respectdes consignes de sucircreteacute lors drsquoune modification de la configuration du cœur du reacuteacteur

109 Stationary Low Power Reactor Number One (reacuteacteur stationnaire de faible puissance ndeg 1)110 Vulcan Experimental Nuclear System (systegraveme nucleacuteaire expeacuterimental Vulcain)111 Eacuteleacutement combustible contenant un absorbant

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RA-2112 (la cuve du reacuteacteur nrsquoavait pas eacuteteacute vidangeacutee au preacutealable) Les doses reccedilues parlrsquoopeacuterateur ont eacuteteacute de lrsquoordre de 23 Gy dus aux rayonnements gamma et de 17 Gy dusaux neutrons Lrsquoopeacuterateur est deacuteceacutedeacute 48 heures apregraves lrsquoaccident Deux personnespreacutesentes en salle de conduite du reacuteacteur (doses de lrsquoordre de 02 Gy dus auxrayonnements gamma et 015 Gy dus aux neutrons) ont eacuteteacute irradieacutees ainsi que cinqautres qui ont reccedilu des doses totales comprises entre 40 et 200 mGy et deux autres quiont reccedilu des doses totales de lrsquoordre de 10 mGy

43 Analyses compleacutementaires meneacutees au planinternational agrave la suite de lrsquoaccident de la centralenucleacuteaire de Fukushima Daiichi

Agrave la suite de lrsquoaccident survenu le 11 mars 2011 agrave la centrale nucleacuteaire de FukushimaDaiichi exploiteacutee par TEPCO plusieurs initiatives ont eacuteteacute prises rapidement visant agravemener au titre du retour drsquoexpeacuterience des analyses compleacutementaires de sucircreteacute agrave lalumiegravere des eacuteveacutenements qui avaient affecteacute cette centrale

Le Conseil europeacuteen reacuteuni les 24 et 25 mars 2011 a demandeacute que les diffeacuterents pays delrsquoUnion europeacuteenne reacutealisent des laquo tests de reacutesistance raquo (stress tests) de leurs reacuteacteurseacutelectronucleacuteaires Un cahier des charges a eacuteteacute deacutefini agrave cette fin sur la base despropositions de lrsquoassociation WENRA113 des chefs des autoriteacutes de sucircreteacute des paysdrsquoEurope de lrsquoOuest

Des stress tests ont ainsi eacuteteacute simultaneacutement meneacutes dans les diffeacuterents pays de lrsquoUnioneuropeacuteenne sur la base de cahiers des charges similaires parfois eacutelargis ndash comme ce fut lecas par exemple en France et en Belgique ndash agrave drsquoautres installations nucleacuteaires voire agravedrsquoautres sujets114 Ces stress tests ont donc pu concerner non seulement les reacuteacteurseacutelectronucleacuteaires mais aussi les reacuteacteurs de recherche les installations du cycle ducombustible etc

En effet certaines des premiegraveres leccedilons tireacutees de lrsquoaccident de la centrale nucleacuteaire deFukushima Daiichi preacutesentaient un caractegravere geacuteneacuterique concernant notamment larobustesse des installations agrave lrsquoeacutegard drsquoaleacuteas extrecircmes pouvant affecter les sites desinstallations nucleacuteaires la gestion des situations drsquourgence ainsi que les organisations ouencore le rocircle des autoriteacutes de sucircreteacute Les questions correspondantes eacutetant eacutegalementpertinentes pour les reacuteacteurs de recherche et les installations du cycle de combustiblede nombreux pays ont inteacutegreacute ces installations dans la liste de celles devant faire lrsquoobjetdrsquoeacutevaluations compleacutementaires de sucircreteacute avec toutefois des prioriteacutes en fonction desrisques qursquoelles preacutesentaient (inventaires de matiegraveres radioactives ancienneteacute proximiteacutede zones drsquohabitation etc) cela selon une approche gradueacutee

112 Maquette critique similaire agrave EOLE (voir le paragraphe 52)113 Western European Nuclear REgulators Association114 Ainsi des questions concernant les prestataires des exploitants ont eacuteteacute abordeacutees en France

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Les stress tests effectueacutes dans les pays de lrsquoUnion europeacuteenne ont geacuteneacuteralementconsideacutereacute

ndash la possibiliteacute de survenue drsquoaleacuteas extrecircmes exceacutedant ceux retenus lors dudimensionnement des installations avec de faccedilon conseacutecutive la perte totaledes alimentations eacutelectriques ou des circuits de refroidissement dans le butnotamment de deacuteterminer le cas eacutecheacuteant des dispositions compleacutementairespermettant de limiter les conseacutequences de telles situations accidentelles

ndash les conditions physiques reacuteelles des structures systegravemes et composants impor-tants pour la sucircreteacute de chaque installation et les effets possibles de deacutefaillancesdrsquoeacuteleacutements non classeacutes de sucircreteacute sur des eacuteleacutements importants pour la sucircreteacute encas drsquoeacuteveacutenements extrecircmes (cela conduisant agrave la neacutecessiteacute drsquoeffectuer des visitesdeacutetailleacutees de lrsquoinstallation)

ndash lrsquoaptitude de lrsquoinstrumentation de controcircle-commande et de surveillance delrsquoinstallation agrave fournir les informations approprieacutees dans les situations acciden-telles prises en compte dans le cadre des stress tests (aleacuteas extrecircmes perte desalimentations eacutelectriques ou de refroidissement)

Les aspects marquants des stress tests meneacutes en France pour les reacuteacteurs derecherche seront preacutesenteacutes au paragraphe 102

En dehors des pays de lrsquoUnion europeacuteenne des analyses compleacutementaires de sucircreteacuteont aussi eacuteteacute engageacutees ou planifieacutees selon des prioriteacutes deacutefinies en rapport avec lesrisques que preacutesentaient les installations

Pour sa part lrsquoAIEA a organiseacute en juin 2011 une confeacuterence internationale au niveauministeacuteriel Un plan drsquoactions a eacuteteacute mis en place par cette agence visant agrave ameacuteliorer lasucircreteacute nucleacuteaire au niveau mondial

Dans ce cadre lrsquoAIEA a lanceacute degraves 2011 lrsquoeacutelaboration drsquoune deacutemarche pouvant ecirctresuivie pour la reacutealisation de reacuteeacutevaluations de sucircreteacute115 pour les reacuteacteurs de recherche agrave lalumiegravere des enseignements tireacutes de lrsquoaccident de la centrale nucleacuteaire de FukushimaDaiichi Lrsquoobjectif de cette deacutemarche qui a fait lrsquoobjet drsquoun rapport final116 en mars 2014eacutetait drsquoassurer une coheacuterence des diffeacuterentes approches envisageacutees par les diffeacuterentspays pour servir de base aux reacuteeacutevaluations de sucircreteacute encore agrave venir Quelques-uns desprincipes formuleacutes dans ce rapport de lrsquoAIEA sont preacuteciseacutes ci-apregraves

Dans ce rapport lrsquoAIEA souligne expresseacutement en premier lieu que si les inventairesde matiegraveres radioactives et en conseacutequence les risques potentiels associeacutes aux reacuteacteursde recherche dans le monde sont bien plus faibles que pour les reacuteacteurs de puissancecertains aspects militent ndash de faccedilon geacuteneacuterale ndash pour que soient meneacutees des reacuteeacutevaluationsde sucircreteacute agrave la lumiegravere des enseignements tireacutes de lrsquoaccident de la centrale nucleacuteairede Fukushima Daiichi laquo La majoriteacute des reacuteacteurs de recherche dans le monde onteacuteteacute conccedilus il y a plusieurs deacutecades et leurs exigences de conception ne sont pas

115 Safety reassessments en anglais116 Rapport de lrsquoAIEA intituleacute Safety Reassessment for Research Reactors in the Light of the Accident at

the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant ndash Safety Reports Series No 80 ndash 2014

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totalement en accord avec la norme de sucircreteacute No NS-R-4 De plus de nombreux reacuteacteursde recherche sont implanteacutes pregraves de zones habiteacutees et pour certains drsquoentre eux leconfinement nrsquoest pas adeacutequat Ces aspects compliquent la gestion drsquoaccidents quiconduiraient agrave des rejets radioactifs Dans drsquoautres cas les caracteacuteristiques du site etde son voisinage peuvent avoir changeacute depuis la construction des reacuteacteurs Tous cesaspects ne sont pas neacutecessairement refleacuteteacutes dans les analyses de sucircreteacute pour beaucoupdrsquoinstallations raquo Lrsquoopportuniteacute drsquoune reacuteeacutevaluation est agrave deacutecider en fonction des risquespotentiels de chaque reacuteacteur de recherche

En tant qursquoenseignement tireacute de lrsquoaccident de la centrale nucleacuteaire de FukushimaDaiichi lrsquoAIEA attire tout particuliegraverement lrsquoattention dans le rapport preacuteciteacute sur le rocircleet les responsabiliteacutes des autoriteacutes de sucircreteacute que ce soit dans les conditions normalesdrsquoexploitation des installations ou en cas drsquoaccident qui doivent ecirctre clairement deacutefinisDans le cadre de reacuteeacutevaluations post-Fukushima agrave mener par les exploitants il convientque les autoriteacutes de sucircreteacute disposent des compeacutetences neacutecessaires pour les superviser eten faire lrsquoeacutevaluation

Lrsquoobjectif principal viseacute pour les reacuteeacutevaluations est laquo drsquoeacutevaluer la robustesse desdispositions de protection des reacuteacteurs en termes de dispositions de conception etproceacutedures de conduite agrave lrsquoeacutegard drsquoeacuteveacutenements extrecircmes avec une attention particuliegravereau maintien des fonctions fondamentales de sucircreteacute raquo Il convient qursquoune reacuteeacutevaluationcomporte

ndash un reacuteexamen des bases de conception de lrsquoinstallation (en tenant compte desdispositifs expeacuterimentaux et des eacutequipements associeacutes) telle que deacutecrites dansson rapport de sucircreteacute

ndash lrsquoeacutetude drsquoeacuteveacutenements au-delagrave des accidents retenus dans les bases de conceptionde lrsquoinstallation117 pouvant ecirctre initieacutes par des eacuteveacutenements initiateurs extrecircmesafin drsquoen appreacutecier lrsquoimpact possible sur les fonctions fondamentales de sucircreteacute etsur lrsquoadeacutequation des mesures existantes de limitations des conseacutequences drsquoacci-dents dans le but drsquoidentifier les besoins drsquoameacuteliorations de sucircreteacute agrave la fois auxplans technique et organisationnel

Pour ces reacuteeacutevaluations il convient de consideacuterer lrsquoeacutetat reacuteel des installations tellesqursquoelles ont eacuteteacute construites et exploiteacutees (maintenance reacutealiseacutee modifications appor-teacuteeshellip) les conditions drsquoexploitation les plus deacutefavorables autoriseacutees y compris entermes de configurations du cœur des reacuteacteurs ainsi que les dispositifs expeacuterimentauxexistants et ceux dont la mise en place est preacutevue

Il convient que dans les reacuteeacutevaluations en question soit consideacutereacutee la possibiliteacute desurvenue simultaneacutee de plus drsquoun aleacutea externe aussi bien que drsquoeacuteveacutenements qui peuventen deacutecouler

Sur la base de ces reacuteeacutevaluations des dispositions compleacutementaires de preacutevention oude limitation des conseacutequences drsquoaccidents sont si neacutecessaire deacutefinies et reacutealiseacutees

117 Accidents laquo hors dimensionnement raquo (Beyond Design Basis Accidents)

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Pour les sites la reacuteeacutevaluation porte notamment sur les eacutevolutions de leurs caracteacute-ristiques depuis la construction des installations Cela inclut les changements despopulations de travailleurs sur le site et des populations avoisinantes les modificationsapporteacutees aux installations implanteacutees sur le site et agrave leurs utilisations les modificationsdes voies de transport et les changements eacuteventuels drsquoutilisation des terrains au voisinagedes sites ainsi que les changements de lrsquohydrologie et de la topographie Des accidentssusceptibles de se produire simultaneacutement dans diffeacuterentes installations sont agraveconsideacuterer

Par ailleurs une reacuteeacutevaluation des effets possibles drsquoaleacuteas extrecircmes sur les conditionsdrsquoaccegraves au site des personnels drsquoexploitation ou drsquointervention sur la disponibiliteacute desorganismes de secours externes et du personnel drsquointervention sur le site est reacutealiseacutee Endrsquoautres termes il convient de srsquoassurer du caractegravere opeacuterationnel et suffisant desdispositions preacutevues pour la gestion des situations drsquourgence y compris en cas drsquoaleacuteaextrecircme affectant simultaneacutement plusieurs installations

Les reacuteeacutevaluations sont aussi lrsquooccasion de veacuterifier

ndash lrsquoexistence drsquoune chaicircne de deacutecision adeacutequate pour les situations drsquourgenceenvisageacutees et lrsquoexistence de proceacutedures et de moyens permettant drsquoassurerune communication efficace dans une telle situation

ndash la preacuteparation des eacutequipes drsquointervention du site et drsquoorganismes hors site agrave geacutererefficacement une situation drsquourgence affectant simultaneacutement plusieurs instal-lations sur un site

ndash la disponibiliteacute drsquoeacutequipements drsquourgence et la reacutealisation de veacuterifications peacuterio-diques de tels eacutequipements

ndash la disponibiliteacute du support logistique neacutecessaire

Lors drsquoune confeacuterence tenue agrave lrsquoAIEA au mois de novembre 2015 divers exploitants dereacuteacteurs de recherche (on peut citer par exemple ceux du reacuteacteur IRR1118 en Israeumll dureacuteacteur SAFARI-1 en Afrique du Sud) ont preacutesenteacute le plan drsquoactions qursquoils ont proposeacute agraveleur autoriteacute de sucircreteacute respective suite aux reacuteeacutevaluations meneacutees dans lrsquoesprit du rapportde lrsquoAIEA eacutevoqueacute ci-dessus ou des recommandations de lrsquoENSREG (European NuclearSafety Regulators Group119) pour les stress tests

De faccedilon geacuteneacuterale et agrave titre drsquoillustration les reacuteeacutevaluations ont conduit par la miseen place de nouveaux mateacuteriels et eacutequipements reacutesistant aux seacuteismes associeacutes aux sitesavec des marges de sucircreteacute ou par la modification drsquoeacutequipements existants en vuedrsquoameacuteliorer cette reacutesistance agrave des propositions drsquoameacutelioration de la sucircreteacute desreacuteacteurs telles que

ndash deacutetection sismique relieacutee au systegraveme de protection du reacuteacteur entraicircnant lrsquoarrecirctautomatique de celui-ci en cas de seacuteisme

118 Israeumll Research Reactor-1119 Groupe consultatif drsquoexperts indeacutependants de la Commission europeacuteenne

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ndash systegraveme suppleacutementaire drsquoarrecirct de la reacuteaction en chaicircne (injection de poisonneutronique solublehellip)

ndash alimentation eacutelectrique drsquoultime secours en plus des alimentations eacutelectriquesexistantes (groupe eacutelectrogegravene mobile ou batteries de secours) ajout de prisesexternes facilement accessibles

ndash moyens suppleacutementaires pour le refroidissement de secours raccords pompierssystegravemes drsquoaspersion du cœur en eau

ndash renforcement de lrsquoenceinte de confinement pour ameacuteliorer sa tenue aux aleacuteasnaturels externes

ndash ameacuteliorations des systegravemes de ventilation de secours et de leurs dispositifs defiltration

ndash renforcement des moyens preacutevus pour une gestion efficace des situationsdrsquourgence creacuteation de salles de repli externes avec report drsquoinformations neacuteces-saires au suivi des installationshellip

Il est agrave noter que la plupart de ces dispositions eacutetaient deacutejagrave mises en place en Francedans des reacuteacteurs de recherche agrave lrsquooccasion notamment de reacuteexamens de sucircreteacute ou onteacuteteacute renforceacutees ou compleacuteteacutees dans le cadre des eacutevaluations compleacutementaires de sucircreteacutemeneacutees agrave la suite de lrsquoaccident de la centrale de Fukushima Daiichi (ce sujet fait lrsquoobjet duparagraphe 102)

Drsquoautres propositions drsquoameacuteliorations reacutesultant des reacuteeacutevaluations concernent notam-ment la culture de sucircreteacute les aspects organisationnels les programmes de formation etde qualification du personnel drsquoexploitation

Ces propositions drsquoameacuteliorations font lrsquoobjet de calendriers de mise en œuvre

En conclusion les stress tests ou reacuteeacutevaluations de sucircreteacute effectueacutes pour les reacuteacteursde recherche agrave la lumiegravere des leccedilons tireacutees de lrsquoaccident de la centrale nucleacuteaire deFukushima Daiichi vont contribuer agrave lrsquoameacutelioration de la deacutefense en profondeury compris pour la gestion des situations drsquourgence Des revues par les pairs des reacutesultatsde ces travaux ont eacuteteacute conduites sous lrsquoeacutegide de lrsquoAIEA agrave lrsquooccasion de diverses reacuteunionstechniques

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Partie 2

Les reacuteacteursde recherche en France

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51 Diversiteacute et compleacutementariteacute des reacuteacteursde recherche franccedilais

Dans la base de donneacutees de lrsquoAIEA relative aux reacuteacteurs de recherche (ResearchReactor Database ndash RRDB) 42 reacuteacteurs sont recenseacutes pour la France sous lrsquoappellation dereacuteacteur de recherche120 (y compris ceux qui ne sont plus en exploitation le reacuteacteurJules Horowitz (RJH) en cours de construction ainsi que ceux relevant des installationsinteacuteressant la deacutefense nationale121)

Crsquoest en 1945 que le Geacuteneacuteral de Gaulle a creacuteeacute par ordonnance le Commissariat agravelrsquoeacutenergie atomique (CEA122) en le chargeant de diriger et de coordonner le deacuteveloppe-ment des applications de la fission du noyau de lrsquoatome drsquouranium Dans ce contextelrsquoeacutequipe dirigeacutee par Lew Kowarski assura le deacutemarrage en 1948 du premier reacuteacteur derecherche franccedilais la laquo pile atomique raquo ZOEacute construite sur le centre du CEA agrave Fontenay-aux-Roses (figure 51) Le cœur de ce reacuteacteur constitueacute drsquoeacuteleacutements combustibles agrave basedrsquooxyde drsquouranium (1 950 kg) plongeacutes dans de lrsquoeau lourde (5 tonnes) contenue dans une

120 Le lecteur pourra trouver la liste complegravete de ces reacuteacteurs dans cette base de donneacutees Il pourra parailleurs consulter lrsquoouvrage du CEA laquo Les reacuteacteurs nucleacuteaires expeacuterimentaux raquo monographie de laDirection de lrsquoeacutenergie nucleacuteaire ndash 2012 ou encore la publication laquo Les reacuteacteurs de recherche raquo deFrancis Merchie Encyclopeacutedie de lrsquoeacutenergie 2015

121 Reacuteacteurs qui ne sont pas traiteacutes dans le cadre du preacutesent ouvrage122 Qui deviendra ulteacuterieurement le Commissariat agrave lrsquoeacutenergie atomique et aux eacutenergies alternatives

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cuve en aluminium entoureacutee drsquoun mur de graphite de 90 cm drsquoeacutepaisseur eacutetait entoureacute drsquouneenceinte en beacuteton de 15 megravetre drsquoeacutepaisseur destineacutee agrave absorber les diffeacuterents types derayonnements ionisants eacutemis par les reacuteactions nucleacuteaires dans le cœur Le reacuteacteur ZOEacute fututiliseacute jusqursquoagrave une puissance de 150 kW pour eacutetudier le comportement de mateacuteriaux sousirradiation et agrave faible puissance pour caracteacuteriser les proprieacuteteacutes neutroniques des mateacuteriauxconstitutifs des piles atomiques de lrsquoeacutepoque (sur le plan mondial)

Dans les anneacutees 1950 une dizaine de reacuteacteurs de recherche furent mis en service enFrance Ne disposant pas agrave lrsquoeacutepoque drsquoune capaciteacute drsquoenrichissement industrielle proprela France srsquoest alors engageacutee dans lrsquoameacutelioration de la connaissance des donneacuteesnucleacuteaires pour les reacuteacteurs utilisant de lrsquouranium naturel Le reacuteacteur AQUILONimplanteacute agrave Saclay fut conccedilu dans cet objectif Ce reacuteacteur ainsi que le reacuteacteur ALIZEacute(eacutegalement implanteacute agrave Saclay) ont ensuite eacuteteacute utiliseacutes en support agrave la conception desreacuteacteurs embarqueacutes des premiers sous-marins franccedilais agrave propulsion nucleacuteaire Lereacuteacteur PROSERPINE eacutegalement implanteacute agrave Saclay fut deacutedieacute agrave lrsquoeacutetude de reacuteacteursdits laquo homogegravene123 raquo utilisant du plutonium en solution comme matiegravere fissile il eacutetaitmodeacutereacute agrave lrsquoeau leacutegegravere Ce reacuteacteur a permis de comparer les caracteacuteristiques neutro-niques de deux eacuteleacutements fissiles fondamentaux le plutonium 239 et lrsquouranium 235

En parallegravele toujours durant les anneacutees 1950 des reacuteacteurs drsquoirradiation et derecherche technologique furent construits Crsquoest ainsi que furent mis en service agrave Saclayle reacuteacteur EL2 puis le reacuteacteur EL3 avec pour objectif drsquoune part la production de

Figure 51 Vue de ZOEacute premiegravere laquo pile atomique raquo franccedilaise Archives historiques CEA copy CEAServicede documentation

123 Le combustible drsquoun reacuteacteur homogegravene est sous forme liquide (nitrate ou sulfate)

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radioisotopes artificiels drsquoautre part lrsquoeacutetude du comportement sous irradiation demateacuteriaux de structure des reacuteacteurs

Vers la fin des anneacutees 1950 il apparut neacutecessaire drsquoaffiner les connaissances relativesaux paramegravetres neutroniques fondamentaux intervenant dans la physique des cœurs dereacuteacteurs nucleacuteaires Crsquoest pour reacutepondre notamment agrave ce besoin que le reacuteacteurMINERVE fut conccedilu et mis en service en 1959 au centre du CEA de Fontenay-aux-Roses

Les anneacutees 1960 ont ensuite vu la mise en service drsquoune vingtaine de reacuteacteurs derecherche Agrave cette eacutepoque le deacuteveloppement de filiegraveres industrielles de lrsquoeacutenergienucleacuteaire eacutetait pleinement engageacute mais les moyens de calcul disponibles eacutetaient limiteacutesLrsquousage des maquettes ou assemblages critiques124 et des reacuteacteurs drsquoirradiation est alorsapparu neacutecessaire pour poursuivre et compleacuteter lrsquoacquisition de connaissances et dedonneacutees en support au deacuteveloppement industriel de lrsquoeacutenergie nucleacuteaire La Francecherchait alors agrave deacutevelopper la filiegravere eacutelectronucleacuteaire dite UNGG (uranium naturel-graphite-gaz) utilisant lrsquouranium naturel comme combustible Les reacuteacteurs de rechercheMARIUS (mis en service en 1960 sur le site de Marcoule puis transfeacutereacute au milieu desanneacutees 1960 sur le site CEA de Cadarache) et CESAR (mis en service en 1964 agrave Cadarache)ont servi au deacutebut des anneacutees 1960 agrave des eacutetudes pour cette filiegravere

Lrsquoutilisation de reacuteacteurs agrave neutrons rapides (RNR) a eacutegalement eacuteteacute exploreacutee degraves cetteeacutepoque notamment dans lrsquoobjectif de valoriser les ressources en plutonium reacutesultant dufonctionnement des reacuteacteurs UNGG Le deacuteveloppement des RNR a en particulierconduit agrave la construction

ndash du reacuteacteur HARMONIE implanteacute agrave Cadarache et dont la premiegravere divergence estintervenue en 1965 qui a eacuteteacute utiliseacute essentiellement pour la deacutetermination descaracteacuteristiques neutroniques de mateacuteriaux de protection radiologique (protec-tions neutroniques lateacuterales situeacutees autour du cœur dans les RNR)

ndash de la maquette critique MASURCA125 eacutegalement implanteacutee agrave Cadarache et miseen service en 1966 qui a permis de reacutealiser des eacutetudes de neutronique ainsi quebien plus tard des recherches dans le domaine de la transmutation des actinidespreacutesents dans les deacutechets nucleacuteaires fortement radioactifs

Le reacuteacteur RAPSODIE est le premier reacuteacteur agrave neutrons rapides ayant servi agrave desrecherches et ayant fonctionneacute agrave la fois avec du plutonium126comme combustible et dusodium liquide comme fluide caloporteur De nombreuses expeacuteriences drsquoirradiation y onteacuteteacute meneacutees de 1967 (anneacutee de sa premiegravere divergence) agrave 1982 (arrecirct deacutefinitif en 1983)dans le cadre du deacuteveloppement drsquoaciers de gainage pour les RNR Des expeacuterimentationsdites laquo essais de fin de vie raquo allant jusqursquoagrave la fusion de combustible au cœur de certainesaiguilles de combustible ont eacuteteacute reacutealiseacutees en 1982 (essais DISCO et FONDU)

124 Reacuteacteurs mettant en œuvre des arrangements drsquoeacuteleacutements combustibles repreacutesentatifs des cœursagrave eacutetudier (laquo maquette raquo) et fonctionnant agrave une puissance quasi nulle (eacutetat laquo juste critique raquo)

125 Maquette de surgeacuteneacuteration du centre drsquoeacutetudes de Cadarache126 Le reacuteacteur RAPSODIE a utiliseacute comme les RNR franccedilais suivants de lrsquooxyde mixte UO2-PuO2

eacutetaient aussi implanteacutees autour de la zone fissile des laquo couvertures raquo axiales et radiales enuranium 238 (appauvri en isotope 235) mateacuteriau fertile sous flux de neutrons rapides

Eacutevolution du parc des reacuteacteurs de recherche en France 79

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Le reacuteacteur CABRI premier reacuteacteur franccedilais deacutedieacute agrave la reacutealisation drsquoessais pourlrsquoeacutetude des situations accidentelles des RNR (dans une boucle en sodium) a eacuteteacute construitagrave Cadarache au deacutebut des anneacutees 1960 la premiegravere divergence de ce reacuteacteur serareacutealiseacutee au mois de deacutecembre 1963 Vont eacutegalement y ecirctre meneacutes dans la boucle ensodium des essais pour lrsquoeacutetude de situations accidentelles dans les reacuteacteurs agrave eau souspression (essais dits REP-Na) Le reacuteacteur SCARABEE utiliseacute dans les anneacutees 1980 pourdes essais relatifs aux reacuteacteurs agrave neutrons rapides refroidis par du sodium (arrecircteacute depuiset deacutemonteacute) partageait les principaux eacutequipements du reacuteacteur CABRI Il eacutetait eacutequipeacutedrsquoune boucle en sodium de plus grand diamegravetre que celle utiliseacutee dans le reacuteacteur CABRI

La mise agrave disposition par les Eacutetats-Unis drsquouranium fortement enrichi en isotope 235 apermis de concevoir dans les anneacutees 1960 des cœurs de reacuteacteurs deacutelivrant despuissances et des flux neutroniques accrus qui en feront des reacuteacteurs drsquoirradiationstechnologiques En France trois reacuteacteurs drsquoirradiation ont eacuteteacute conccedilus agrave cette eacutepoque lereacuteacteur PEGASE drsquoune puissance de 30 MW implanteacute agrave Cadarache le reacuteacteur SILOEdrsquoune puissance de 35 MW implanteacute agrave Grenoble (circulation forceacutee de lrsquoeau en sensdescendant ce reacuteacteur a fonctionneacute de 1963 agrave 1997) et le reacuteacteur OSIRIS (figure 52)drsquoune puissance de 70 MW implanteacute agrave Saclay (circulation en sens ascendant a fonctionneacutede 1966 agrave 2015) Ces reacuteacteurs ont eacuteteacute accompagneacutes de maquettes critiques PEGGY pourPEGASE SILOETTE (figure 52) pour SILOE et ISIS pour OSIRIS

Contrairement au reacuteacteur agrave haut flux (RHF) agrave Grenoble et au reacuteacteur ORPHEESILOE eacutetait un reacuteacteur de type piscine agrave eau leacutegegravere construit pour lrsquoirradiation desmateacuteriaux et des dispositifs Le cœur (figure 53) eacutetait constitueacute drsquoeacuteleacutements dont lecombustible eacutetait enrichi agrave 90 en uranium 235

Le reacuteacteur SILOE srsquoest neacuteanmoins vu doteacute de canaux neutroniques ne visant pasdirectement le cœur ainsi que drsquoun mur de beacuteryllium127 qui jouxtait lrsquoun des quatre cocircteacutes

Figure 52 Agrave gauche cœur du reacuteacteur Osiris Vue de lrsquoinstallation immergeacutee drsquoexamen de neutrono-graphie (2004) copy L GodartCEA agrave droite vue de la maquette SILOETTE copy CEA

127 Ce mateacuteriau est une source de neutrons lorsqursquoil est frappeacute notamment par des rayons gamma deforte eacutenergie

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du cœur128 Au deacutebut il y avait seulement deux canaux radiaux Apregraves la fermeture dureacuteacteur MELUSINE en 1988 un canal tangentiel a eacuteteacute ajouteacute dans SILOE qui visait le murde beacuteryllium par la tranche Le parc drsquoinstruments est alors monteacute agrave six avec deuxappareils par canal (spectromegravetres diffractomegravetres) Malgreacute des conditions difficilesde travail pour les scientifiques (tempeacuterature eacuteleveacutee espaces restreintshellip) ceseacutequipements ont pu rendre drsquoappreacuteciables services au plan scientifique et ont permis deformer des scientifiques notamment en diffraction de poudres et de monocristauxainsi qursquoen diffraction des neutrons polariseacutes

En 1969 la France prend la deacutecision drsquoabandonner la reacutealisation de reacuteacteursUNGG au profit des reacuteacteurs agrave eau sous pression de conception ameacutericaine Dans ladeacutecennie qui suit les besoins expeacuterimentaux eacutetant largement satisfaits peu denouveaux reacuteacteurs de recherche seront construits en comparaison de la peacuteriode1950-1970

Cependant deux reacuteacteurs agrave flux eacuteleveacute de neutrons eacutequipeacutes de canaux neutroniquespour des expeacuteriences de physique fondamentale ont ensuite eacuteteacute mis en service il srsquoagitdu reacuteacteur agrave haut flux (RHF de 58 MW) implanteacute agrave Grenoble de lrsquoInstitut Laue-Langevin(ILL) qui divergea en 1971 ainsi que du reacuteacteur ORPHEE (14 MW) implanteacute agrave Saclay quidivergea agrave la fin de lrsquoanneacutee 1980

Il est agrave noter qursquoen 1972 le CEA creacutea en association avec EDF le Deacutepartement deconstruction des piles au sein de la Direction des piles atomiques du CEA qui sera ensuite

Figure 53 Vue du cœur du reacuteacteur SILOE CEA

128 Source Association des retraiteacutes de lrsquoInstitut Laue-Langevin (ARILL) laquo Le reacuteacteur de rechercheSILOE raquo

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externaliseacute et rattacheacute agrave la socieacuteteacute Technicatome129 puis constituera la branche TA de lasocieacuteteacute AREVA Ces entiteacutes et socieacuteteacutes contribueront de faccedilon importante agrave la conceptionet agrave la construction de reacuteacteurs de recherche jusques et y compris le reacuteacteur JulesHorowitz

Pour ce qui concerne le deacuteveloppement des RNR un nombre important drsquoirradia-tions expeacuterimentales ont eacuteteacute meneacutees dans le reacuteacteur agrave vocation eacutelectrogegravene PHENIXmis en service en 1974 jusqursquoagrave son arrecirct deacutefinitif au mois de feacutevrier 2010 Comme dansle cas du reacuteacteur RAPSODIE des essais ultimes dits aussi laquo de fin de vie130 raquo ont eacuteteacutereacutealiseacutes en rapport avec certaines questions de sucircreteacute (par exemple la possibiliteacutedrsquoamorccedilage drsquoune convection naturelle du sodium dans diffeacuterents circuits du reacuteacteurle risque de rupture de gaine en cas de fusion partielle agrave cœur dans une aiguille depastilles de combustiblehellip)

De mecircme le reacuteacteur drsquoessais PHEBUS a eacuteteacute mis en service en 1978 agrave Cadarache pourlrsquoeacutetude des accidents de refroidissement des reacuteacteurs agrave eau sous pression

Enfin le CEA lance le projet drsquoun nouveau reacuteacteur drsquoirradiations technologiques lereacuteacteur Jules Horowitz En cours de construction agrave Cadarache il prendra la suite dureacuteacteur OSIRIS dont lrsquoarrecirct deacutefinitif est intervenu agrave la fin de lrsquoanneacutee 2015 Nousreviendrons plus en deacutetail sur ce nouveau reacuteacteur par la suite

Le tableau 51 ci-apregraves preacutesente les reacuteacteurs franccedilais utiliseacutes en tout ou partie pourdes expeacuterimentations avec leur date de mise en service (hors installations de mecircmenature inteacuteressant la deacutefense nationale)

52 Situation actuelleDepuis la pile ZOEacute une quarantaine de reacuteacteurs de recherche ont donc eacuteteacute construits

et exploiteacutes en France Mi 2018 avec lrsquoarrecirct du reacuteacteur OSIRIS sept reacuteacteurs derecherche restent laquo en fonctionnement131 raquo les autres eacutetant promis agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif sansutilisation (PHEBUS) en phase de cessation deacutefinitive drsquoactiviteacute en cours de deacutemantegravele-ment ou deacutejagrave deacutemanteleacutes

Parmi les reacuteacteurs en fonctionnement trois sont des maquettes critiques EOLEMINERVE et MASURCA toutes implanteacutees aujourdrsquohui agrave Cadarache Le reacuteacteurMINERVE (figure 54) mis en service en 1959 sur le centre de Fontenay-aux-Roses aeacuteteacute transfeacutereacute agrave Cadarache en 1977 Il est deacutedieacute agrave la caracteacuterisation neutronique demateacuteriaux (mateacuteriaux fissiles fertiles absorbants ou mateacuteriaux de structures) et agrave lrsquoeacutetudede la physique des cœurs de reacuteacteurs de diffeacuterentes filiegraveres Il srsquoagit drsquoun reacuteacteur de type

129 La socieacuteteacute GAAA (Groupement atomique alsacienne atlantique) devenue ensuite Novatomesrsquoimpliquant en association avec le CEA et EDF dans la conception des reacuteacteurs agrave neutronsrapides

130 Voir lrsquoouvrage de Joeumll Guidez laquo PHENIX ndash Le retour drsquoexpeacuterience raquo chapitre XV Collection Horscollection EDP sciences 2013

131 ORPHEE ISIS MASURCA CABRI EOLE MINERVE et le RHF La situation concernant EOLE etMINERVE est neacuteanmoins eacutevoqueacutee plus loin

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piscine dont la puissance maximale de fonctionnement est de 100 W Le cœur dureacuteacteur constitueacute drsquoeacuteleacutements combustibles sous la forme de plaques agrave base drsquoalliageUAl enrichi agrave environ 93 en uranium 235 est entoureacute drsquoeacuteleacutements reacuteflecteurs engraphite et immergeacute dans un grand volume drsquoeau deacutemineacuteraliseacutee (140 m3) qui permetdrsquoassurer drsquoune part la protection des opeacuterateurs contre les rayonnements ionisantsdrsquoautre part lrsquoeacutevacuation de la (faible) puissance thermique du cœur

Tableau 51 Liste des reacuteacteurs franccedilais utiliseacutes en tout ou partie pour des expeacuterimentations avec leurdate de mise en service

Type dereacuteacteurUtilisations

Reacuteacteurs utilisantde leau (leacutegegravere oulourde) ou de laircomme fluide

caloporteur dans lecœur

Reacuteacteursutilisant dusodium

comme fluidecaloporteurdans le cœur

Maquettescritiques

Reacuteacteurs agravefaisceauxsortis de

neutrons (eaulourdeeauleacutegegravere)

Eacutetudes de

physique des

reacuteacteurs

(y compris de

deacutetermination

de donneacutees

nucleacuteaires) de

protections

radiologiques

drsquoirradiation

pour tous

usages

ZOE (1948)

EL2 (1952)

EL3 (1957)

MELUSINE (1959)

TRITON (1959)

NEREIDE (1960)

PEGASE (1963)

SILOE (1963)

OSIRIS (1966)

RJH (en construction)

RAPSODIE (1966)

PHEacuteNIX (1974)

AQUILON (1956)

PROSERPINE (1958)

ALIZE (1959)

RUBEOLE (1959)

MINERVE (1959)

MARIUS (1960)

PEGGY (1961)

RACHEL (1961)

SILOETTE (1964)

CESAR (1964)

EOLE (1965)

ISIS (1966)

HARMONIE (1965)

MASURCA (1966)

Essais de

sucircreteacute

CABRI (boucle en

sodium 1972)

PHEBUS (1978)

CABRI (boucle en eau)

RAPSODIE (1966)

PHEacuteNIX (1973)

(pour les essais

laquo de fin de vie raquo)

Eacutetudes de la

physique de la

matiegravere

RHF (1971)

ORPHEE (1980)

Enseignement MINERVE (1959)

ULYSSE (1961) type

Argonaute

SILOETTE (1964)

RUS laquo Cronenbourg raquo

(1966) type Argonaute

ISIS (1966)

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Le reacuteacteur EOLE (figure 55) mis en service en 1965 est implanteacute dans le mecircmebacirctiment que le reacuteacteur MINERVE Il fonctionne eacutegalement agrave une tregraves faible puissance(100 W au maximum) mais sa conception est tregraves diffeacuterente de celle du reacuteacteurMINERVE Le reacuteacteur EOLE auquel sont associeacutes diffeacuterentes moyens de mesure(spectromeacutetrie γ chambres agrave fission deacutetecteurs thermoluminescents) permet decaracteacuteriser entiegraverement des configurations de cœur drsquoun point de vue physique etneutronique Lors de chaque programme expeacuterimental reacutealiseacute dans le reacuteacteur EOLE unnouveau cœur est mis en place agrave partir des eacuteleacutements de combustible disponibles delrsquoinstallation Ce cœur est placeacute dans une cuve meacutetallique de taille reacuteduite (environ1 megravetre de hauteur et 1 megravetre de diamegravetre) agrave lrsquointeacuterieur de laquelle de lrsquoeau maintenue entempeacuterature et eacuteventuellement boreacutee est introduite progressivement jusqursquoagrave lrsquoatteintede la criticiteacute Des mesures sont alors effectueacutees sur les eacuteleacutements combustibles nonseulement en puissance mais eacutegalement apregraves lrsquoarrecirct du reacuteacteur En reacutepeacutetant cesmesures pour diffeacuterentes configurations du cœur expeacuterimental (changement drsquounmateacuteriau remplacement drsquoun eacuteleacutement combustible par de lrsquoeau insertion drsquoun dispositifexpeacuterimental etc) il est possible non seulement de caracteacuteriser les effets des mateacuteriauxet des dispositifs testeacutes sur la reacuteactiviteacute du coeur mais eacutegalement drsquoeacutevaluer desparamegravetres neutroniques caracteacuteristiques tels que lrsquoeffet Doppler ou lrsquoeffet du modeacute-rateur (contre-reacuteactions neutroniques) Le reacuteacteur EOLE a par exemple contribueacute agrave laqualification drsquooutils de modeacutelisation neutronique utiliseacutes pour la conception du reacuteacteurde recherche Jules Horowitz (RJH)

La maquette critique MASURCA (figure 56) eacutegalement implanteacutee agrave Cadarache a laparticulariteacute de ne pas ecirctre refroidie par de lrsquoeau mais par de lrsquoair Les cœurs expeacuteri-mentaux qui y sont chargeacutes sont bien plus imposants (jusqursquoagrave 6 m3 de volume) que ceux

Figure 54 La piscine de MINERVE Chargement drsquoun eacutechantillon dans la caviteacute centrale pour la mesuredrsquoeffet en reacuteactiviteacute par la meacutethode dite drsquooscillation G LeseacuteneacutechalCEA

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qui peuvent ecirctre chargeacutes dans les reacuteacteurs EOLE ou MINERVE La maquette MASURCAdont la puissance maximale est de 5 kW a eacuteteacute speacutecifiquement conccedilue pour lrsquoeacutetudedes caracteacuteristiques des cœurs des reacuteacteurs agrave neutrons rapides Chaque cœurexpeacuterimental est constitueacute de tubes de section carreacutee remplis agrave la main de petits

Figure 55 Vue de la cuve du reacuteacteur EOLE configureacutee pour lrsquoexpeacuterience PERLE (2008) copy P DumasCEA

Figure 56 Reacuteacteur MASURCA vue de dessous du cœur descente drsquoeacuteleacutements de combustiblecopy P StroppaCEA

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eacuteleacutements combustibles (sous forme de reacuteglettes ou de plaquettes) drsquoeacuteleacutementsabsorbants ou drsquoeacuteleacutements de caloporteur (sodium sous forme solide) afin de repreacute-senter le reacuteseau agrave eacutetudier au plan neutronique Cette possibiliteacute de constitution decœurs laquo agrave la carte raquo permet drsquoeacutetudier des concepts de cœurs de reacuteacteurs tregraves varieacutes etnovateurs tels que les reacuteacteurs hybrides sous-critiques (ADS en anglais pourAccelerator Driven System) ou les reacuteacteurs agrave haute tempeacuterature (HTR en anglaispour High Temperature Reactor) La maquette MASURCA est agrave lrsquoarrecirct depuis 2007 leCEA ayant lrsquointention drsquoy mener drsquoimportants travaux de reacutenovation pour reacutepondre agravedes questions de neutronique relatives agrave drsquoeacuteventuels reacuteacteurs agrave neutrons rapides ditsde quatriegraveme geacuteneacuteration en particulier pour le projet ASTRID (Advanced SodiumTechnological Reactor for Industrial Demonstration)

Si le reacuteacteur MASURCA est maintenu en exploitation les expeacuteriences dans lesreacuteacteurs EOLE et MINERVE ont eacuteteacute arrecircteacutees fin 2017 une installation deacutenommeacuteeZEPHYR est en projet pour leur succeacuteder

Aux reacuteacteurs de recherche de faible puissance peuvent ecirctre rattacheacutes les reacuteacteursutiliseacutes pour lrsquoenseignement Ils servent agrave la reacutealisation des programmes peacutedagogiquesdes eacutetablissements drsquoenseignement speacutecialiseacutes dans le domaine nucleacuteaire ainsi que desprogrammes de formation des exploitants et drsquoorganismes de sucircreteacute Dans le cadre de cesprogrammes les reacuteacteurs utiliseacutes sont soit des reacuteacteurs deacutedieacutes de maniegravere quasiexclusive agrave la formation (reacuteacteur ISIS agrave Saclay) soit des reacuteacteurs dont le fonctionne-ment integravegre des peacuteriodes de formation (reacuteacteur MINERVE agrave Cadarache)

Le reacuteacteur ISIS (figure 57) a eacuteteacute conccedilu comme une maquette neutronique agrave lrsquoeacutechelle110e du reacuteacteur OSIRIS Drsquoune puissance maximale de 700 kW ce reacuteacteur a eacuteteacute utiliseacutepour effectuer des essais relatifs agrave de nouvelles configurations du cœur drsquoOSIRIS ainsiqursquoagrave de nouveaux combustibles ou de nouvelles expeacuteriences drsquoirradiation dans cereacuteacteur Une importante reacutenovation du reacuteacteur ISIS a eacuteteacute reacutealiseacutee entre 2004 et2006 afin drsquoadapter pleinement ce reacuteacteur agrave la formation En particulier la salle deconduite a eacuteteacute ameacutenageacutee pour pouvoir accueillir les participants agrave des sessions deformation Un logiciel de supervision a eacuteteacute deacuteveloppeacute qui permet de suivre lrsquoeacutevolution desparamegravetres pertinents lors de chaque manipulation dans le reacuteacteur Cette installationdeacutesormais affecteacutee de faccedilon exclusive agrave la formation reacutealise en moyenne une centaine deseacuteances de travaux pratiques drsquoune demi-journeacutee par an son arrecirct est preacutevu en 2019

En matiegravere drsquoirradiations technologiques132 la France a notamment utiliseacute (jusqursquoen2015) le reacuteacteur OSIRIS implanteacute agrave Saclay Les activiteacutes correspondantes seront reprisespar le reacuteacteur Jules Horowitz en construction agrave Cadarache mais dont la mise en servicenrsquoest pas envisageacutee avant 2020133

Il est rappeleacute que les reacuteacteurs drsquoirradiations technologiques ont eacuteteacute conccedilus pourproduire des flux relativement eacuteleveacutes de neutrons et accueillir des dispositifs inseacutereacutes dansle cœur du reacuteacteur ou placeacutes agrave sa peacuteripheacuterie dans lesquels les eacuteleacutements agrave irradier sontplaceacutes

132 Materials Testing Reactors en anglais133 laquo Le chantier du reacuteacteur Jules Horowitz raquo Libeacuteration Sciences2 25 janvier 2016

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Le reacuteacteur OSIRIS (figure 58) mis en service en 1966 eacutetait de type piscine agrave cœurouvert Lrsquoeau y servait agrave la fois de modeacuterateur134 de caloporteur135 et de protectionradiologique Son cœur de dimensions reacuteduites (57 cm times 57 cm times 60 cm) comportait44 eacuteleacutements combustibles et pouvait deacutegager une puissance maximale de 70 MW Lrsquoeaucirculait de bas en haut dans le cœur Les flux importants de neutrons que ce soit agrave

Figure 57 En haut Master franccedilais travaux pratiques en salle de conduite du reacuteacteur ISIS (2013)copy PF GrosjeanCEA En bas travaux pratiques dans le reacuteacteur ISIS eacutelegraveves de lrsquoEacutecole des Ponts etchausseacutees cursus laquo Principes et opeacuterations sur les reacuteacteurs nucleacuteaires raquo (2010) copy S RenardCEA

134 Un modeacuterateur est un mateacuteriau qui ralentit les neutrons par chocs successifs de ceux-ci sur desatomes (geacuteneacuteralement drsquohydrogegravene) preacutesents dans ce mateacuteriau

135 Un caloporteur absorbe et eacutevacue la chaleur produite dans le combustible par les reacuteactions defission

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lrsquointeacuterieur du cœur ou agrave sa peacuteripheacuterie eacutetaient supeacuterieurs agrave ceux qui existent dans unreacuteacteur de puissance agrave eau sous pression permettant lrsquoeacutetude du vieillissement acceacuteleacutereacutede mateacuteriaux sous irradiation de ces reacuteacteurs Ils permettaient aussi la production deradioisotopes artificiels utiliseacutes en meacutedecine pour le diagnostic par scintigraphie ou pourle traitement de certains cancers (curietheacuterapie) ou drsquoautres pathologies Enfin lrsquoirradia-tion de lingots monocristallins de silicium permettait une modification de la structureatomique de ce mateacuteriau qui lui confegravere des proprieacuteteacutes de semi-conducteur (le siliciumainsi laquo dopeacute raquo est utiliseacute par lrsquoindustrie eacutelectronique)

Un reacuteacteur drsquoirradiations de nouvelle geacuteneacuteration le reacuteacteur Jules Horowitz

Le reacuteacteur Jules Horowitz136 ou RJH dont les eacutetudes de conception ont commenceacuteen 1998 au CEA devrait reacutepondre aux besoins exprimeacutes par la Commission europeacuteenne de

Figure 58 Piscine du reacuteacteur OSIRIS copy Laurent ZylbermanGraphix-ImagesIRSN

136 Sources utiliseacutees laquo Les reacuteacteurs nucleacuteaires expeacuterimentaux raquo monographie de la Direction delrsquoeacutenergie nucleacuteaire ndash 2012 pages 95 agrave 106 laquo Le RJH raquo site internet CEA Cadarache (httpwwwceafrPagesdomaines-rechercheenergiesenergie-nucleairereacteur-de-recherche-jules-horo-witz-RJHaspx) qui met notamment en lien le dossier rendu public sur le site de lrsquoASN laquo ReacuteacteurJules Horowitz ndash Eacutevaluation compleacutementaire de la sucircreteacute au regard de lrsquoaccident survenu agrave lacentrale de Fukushima I raquo (CEADENCADDIRCSN DO 575 130911) lrsquoarticle Wikipeacutedia et sesreacutefeacuterenceshellip

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disposer drsquoun outil de recherche moderne et flexible ndash les autres reacuteacteurseuropeacuteens pouvant assurer les mecircmes fonctionnaliteacutes datant des anneacutees 1960(voir le tableau 52 ci-apregraves) ndash pour y reacutealiser des expeacuteriences (une vingtainesimultaneacutement) contribuant agrave

ndash lrsquoameacutelioration de la compeacutetitiviteacute et la dureacutee de vie des reacuteacteurs nucleacuteaires depuissance en fonctionnement

ndash le deacuteveloppement des performances des combustibles nucleacuteaires des reacuteacteursdits de laquo troisiegraveme geacuteneacuteration raquo comme lrsquoEPR (European Pressurized Reactor137)

ndash le deacuteveloppement de nouveaux mateacuteriaux et combustibles pour les reacuteacteurs ditsde laquo quatriegraveme geacuteneacuteration raquo comme celui du projet ASTRID

ndash la fiabilisation de la fourniture en Europe de radioisotopes pour le secteurmeacutedical

Le projet RJH rassemble autour du CEA des instituts de recherche belge tchegravequeespagnol finlandais et japonais ainsi que les industriels EDF et AREVA (Framatome) enFrance et Vattenfall en Suegravede En 2008 le Deacutepartement atomique indien (DAE) arejoint les sept partenaires initiaux du projet Les accords signeacutes entre ces diffeacuterentspartenaires leur donneront un accegraves agrave lrsquoinstallation pour y mener leurs propresexpeacuterimentations

Lrsquoobjectif des promoteurs du projet RJH est de constituer une grande infrastructureeuropeacuteenne ouverte agrave la collaboration internationale pour contribuer agrave couvrir lesbesoins en matiegravere de recherche et de deacuteveloppement pendant plusieurs deacutecennies

Le RJH est de type piscine agrave cœur fermeacute Le cœur sera composeacute drsquoeacuteleacutements combusti-bles de section circulaire agrave plaques cintreacutees refroidis par une circulation ascendante drsquoeau(circuit primaire) Cet ensemble sera entoureacute drsquoeacuteleacutements reacuteflecteurs (eau et beacuteryllium) etplaceacute dans une piscine En termes de performances la puissance maximale preacutevue est de100 MW et il est viseacute lrsquoobtention drsquoun flux de neutrons de lrsquoordre de 1015 neutronscm2s

Tableau 52 Reacuteacteurs drsquoirradiation en Europe (source CEA)

Pays Reacuteacteur derecherche

Acircge (en 2018) Puissance(MWth)

Belgique BR2 agrave Mol 55 60

Pays-Bas HFR agrave Petten 57 45

Norvegravege HRP agrave Halden 58 19

France OSIRIS Mis agrave lrsquoarrecirct en 2015 apregraves 49 anneacutees drsquoexploitation 70

Suegravede R2 agrave Studsvik Mis agrave lrsquoarrecirct en 2005 apregraves 45 anneacutees drsquoexploitation 50

137 Reacuteacteur europeacuteen agrave eau sous pression

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(eacutenergie supeacuterieure agrave 01 MeV) avec un flux de neutrons rapides drsquoeacutenergie supeacuterieure agrave1 MeV de lrsquoordre de 51014 neutronscm2s Le spectre de neutrons aura la particulariteacutedrsquoavoir deux bosses en termes drsquoeacutenergie permettant agrave la fois de mener des irradiations dansle domaine des neutrons thermiques (applications pour les reacuteacteurs classiques actuels) etpartiellement dans le domaine des neutrons rapides (applications pour les reacuteacteurs agraveneutrons rapides de laquo quatriegraveme geacuteneacuteration138 raquo)

Les dispositifs drsquoirradiation pourront ecirctre disposeacutes au centre drsquoeacuteleacutements combustibles(voir le scheacutema du bas de la figure 510) agrave la place drsquoeacuteleacutements combustibles ou encoredans le reacuteflecteur (figure 59) Des systegravemes de deacuteplacement situeacutes en peacuteripheacuterie dureacuteacteur permettront eacutegalement de simuler des reacutegimes transitoires repreacutesentatifs desituations transitoires incidentelles ou accidentelles susceptibles de survenir dans desreacuteacteurs de puissance notamment (rampes lentes de puissance)

La plupart des eacutechantillons qui seront placeacutes dans le cœur du RJH seront preacutepareacutes etanalyseacutes dans les laboratoires drsquoeacutetude des combustibles du centre CEA de Cadarachesitueacutes agrave proximiteacute du RJH ce qui reacuteduira les transports de substances radioactives (et ainsiles risques associeacutes)

Il est preacutevu que le RJH contribue pour 25 agrave la production europeacuteenne de radio-isotopes agrave usage meacutedical voire si besoin jusqursquoagrave 50 Apregraves lrsquoarrecirct du reacuteacteur OSIRIS letechneacutetium 99m est produit notamment dans les reacuteacteurs de recherche HFR agrave Petten(Pays-Bas) et BR2 agrave Mol (Belgique) ndash le reacuteacteur canadien NRU datant de 1957 qui produitplus de 40 de la production mondiale a eacuteteacute remis en fonctionnement apregraves diversarrecircts notamment apregraves la deacutecouverte en 2009 drsquoune fuite drsquoeau lourde situeacutee agrave la base dela cuve du reacuteacteur Ce reacuteacteur a eacuteteacute arrecircteacute deacutefinitivement au mois de mars 2018

Figure 59 Implantations preacutevues dans la zone du reacuteflecteur du reacuteacteur Jules Horowitz copy GeorgesGoueacuteIRSN

138 Le lecteur pourra consulter notamment lrsquoouvrage laquo Panorama des filiegraveres de reacuteacteurs dequatriegraveme geacuteneacuteration (GEN IV) Appreacuteciations en matiegravere de sucircreteacute et de radioprotection raquoCollection documents de reacutefeacuterence IRSN 2012158 disponibles sur wwwirsnfr

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En termes drsquoarchitecture geacuteneacuterale le RJH est constitueacute de deux bacirctiments (voir lafigure 510)

ndash le bacirctiment du reacuteacteur qui abrite le reacuteacteur lui-mecircme les eacutequipementsneacutecessaires agrave son exploitation et ceux utiliseacutes pour suivre les expeacuterimentations(postes de travail pour les expeacuterimentateurs eacutequipements eacutelectriques decontrocircle-commande etc)

ndash le bacirctiment des annexes nucleacuteaires qui comporte des cellules pour la preacuteparationle conditionnement et lrsquoexamen des eacutechantillons expeacuterimentaux et trois piscinesdrsquoentreposage

Ces deux bacirctiments sont poseacutes sur un seul et mecircme radier ils constituent laquo lrsquouniteacutenucleacuteaire raquo Une isolation parasismique est reacutealiseacutee par des plots Elle sera preacuteciseacutee auparagraphe 742

Le reacuteacteur est eacutequipeacute de trois circuits

ndash le circuit primaire qui refroidit le cœur du reacuteacteur par circulation ascendantedrsquoeau sous pression (une dizaine de bars agrave lrsquoentreacutee du cœur) Ce circuit fermeacute estsitueacute agrave lrsquointeacuterieur du bacirctiment du reacuteacteur Le cœur du reacuteacteur et une partie ducircuit primaire sont immergeacutes dans la piscine du reacuteacteur (figure 511)

ndash le circuit secondaire isoleacute du circuit primaire qui refroidit le circuit primaire gracircceagrave des eacutechangeurs de chaleur placeacutes entre les deux circuits dans le bacirctiment dureacuteacteur La pression du circuit secondaire sera plus eacuteleveacutee que celle du circuitprimaire pour que notamment en cas de fuite entre le circuit primaire et le circuitsecondaire une contamination ne puisse affecter lrsquoeau du circuit secondaire

Figure 510 Reacuteacteur Jules Horowitz scheacutemas de lrsquouniteacute nucleacuteaire du bloc-pile du cœur et drsquouneacuteleacutement combustible copy ASN

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Figure 511 Le bloc-pile139 du reacuteacteur Jules Horowitz copy DR

139 Il srsquoagit drsquoune expression utiliseacutee pour les reacuteacteurs de recherche lrsquoexpression bloc-reacuteacteur eacutetantplutocirct utiliseacutee pour les reacuteacteurs de puissance

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ndash le circuit externe qui refroidit lrsquoeau du circuit secondaire agrave travers drsquoautreseacutechangeurs de chaleur placeacutes dans un autre bacirctiment de lrsquoinstallation (bacirctimentdes reacutefrigeacuterants) Ce circuit sera connecteacute par une canalisation au canal deProvence Lrsquoeau sera restitueacutee au canal EDF de telle sorte que lrsquoeau de ce canalreste infeacuterieure agrave 25 degC conformeacutement agrave la regraveglementation

Ces trois circuits en seacuterie vont permettre de reacuteduire le risque de transfert decontamination du cœur vers lrsquoenvironnement (lrsquoeau du canal EDF)

Lrsquoinstallation RJH dispose de trois piscines drsquoentreposage

ndash la piscine drsquoentreposage des combustibles useacutes qui servira agrave lrsquoentreposage descombustibles useacutes du reacuteacteur avant leur traitement agrave lrsquousine Cogema de La Hague

ndash la piscine drsquoentreposage des dispositifs irradieacutes qui permettra drsquoentreposer desdispositifs expeacuterimentaux (une trentaine) et drsquoeffectuer des examens sous eau

ndash la piscine drsquoentreposage des composants irradieacutes et de deacutemantegravelement qui permettradrsquoentreposer des composants des structures internes du reacuteacteur des structures ducœur (reacuteflecteur) et les outillages utiliseacutes pour la manutention et le deacutemontage

Les eacuteleacutements combustibles et les dispositifs expeacuterimentaux seront transfeacutereacutes sous eauentre le reacuteacteur et les piscines ou les cellules

Les objectifs geacuteneacuteraux de sucircreteacute retenus pour la conception du RJH en termes deconseacutequences radiologiques drsquoincidents et drsquoaccidents sont similaires agrave ceux adopteacutespour les reacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires de nouvelle geacuteneacuteration tels qursquoEPR ce point serapreacuteciseacute au chapitre 7

Les rejets gazeux lieacutes agrave lrsquoinstallation RJH seront geacuteneacutereacutes principalement lors delrsquoouverture des dispositifs expeacuterimentaux en cellule et lors des opeacuterations de deacutegazagedu circuit primaire Les systegravemes de ventilation seront eacutequipeacutes de filtres agrave tregraves hauteefficaciteacute (THE) et de piegraveges agrave iode (PAI) permettant de limiter la quantiteacute des rejets gazeuxIl est viseacute que lrsquoactiviteacute de ces rejets ndash composeacutes principalement de gaz rares (xeacutenonkryptonhellip) drsquohalogegravenes (iodehellip) et de tritium ndash soit similaire agrave celle mesureacutee sur lesreacuteacteurs de recherche existants en tenant compte des expeacuteriences qui y seront meneacutees

Concernant les rejets liquides ils devraient ecirctre geacuteneacutereacutes principalement lors desexpeacuterimentations des opeacuterations de deacutecontamination des cellules et de la reacutegeacuteneacuterationdes reacutesines utiliseacutees pour lrsquoeacutepuration de lrsquoeau de la piscine du reacuteacteur et des piscinesdrsquoentreposage Ces effluents radioactifs seront pris en charge par lrsquouniteacute de traitement ducentre de Cadarache

Les estimations faites par le CEA font apparaicirctre que du fait de lrsquoexploitation du RJH lesrejets gazeux et liquides du centre de Cadarache devraient rester de lrsquoordre de quelquespourcent des valeurs stipuleacutees dans les autorisations annuelles fixeacutees pour ce centre

Lrsquoautorisation de creacuteation de lrsquoinstallation RJH a eacuteteacute prononceacutee par deacutecret140 en 2009(sa mise en service nrsquoest pas envisageacutee avant 2020)

140 Deacutecret ndeg 2009-1219 du 12 octobre 2009

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Parmi ses reacuteacteurs en fonctionnement la France compte aussi deux reacuteacteursdeacutelivrant des faisceaux de neutrons utiliseacutes agrave des fins de recherche scientifique Il srsquoagitrespectivement du reacuteacteur ORPHEE exploiteacute par le CEA agrave Saclay141 et du reacuteacteur agravehaut flux (RHF) exploiteacute par lrsquoInstitut Laue-Langevin agrave Grenoble

Ces reacuteacteurs fonctionnent par cycles de plusieurs semaines seacutepareacutes par des peacuteriodesdrsquoarrecirct pour le chargement de combustible et pour les travaux de maintenance Dans cesreacuteacteurs de lrsquoeau lourde est utiliseacutee pour ralentir les neutrons produits par les fissions(modeacuteration neutronique) et les rendre utilisables pour lrsquoeacutetude de la matiegravere

ndash dans le reacuteacteur RHF de lrsquoeau lourde sert de fluide caloporteur du cœur (constitueacutepar un eacuteleacutement combustible) lui-mecircme placeacute dans une cuve drsquoeau lourde le toutdisposeacute dans une piscine drsquoeau leacutegegravere

ndash dans le reacuteacteur ORPHEE le rocircle de fluide caloporteur du cœur est assureacute par delrsquoeau leacutegegravere lrsquoeau lourde servant de reacuteflecteur le tout disposeacute dans une piscinedrsquoeau leacutegegravere (voir la figure 512)

Lrsquoeacutenergie des neutrons devant ecirctre moduleacutee selon les besoins des expeacuteriences desdispositifs speacutecifiques sont utiliseacutes pour modifier localement cette eacutenergie Ainsi unreacutecipient rempli drsquohydrogegravene ou de deuteacuterium liquide (agrave une tempeacuterature de lrsquoordre dendash 250 degC) permet drsquoobtenir des neutrons lents (laquo source froide142 raquo) et un bloc degraphite chauffeacute agrave plus de 1 000 degC permet drsquoobtenir des neutrons de forte eacutenergie(laquo source chaude raquo)

Figure 512 Utilisations respectives de lrsquoeau leacutegegravere et de lrsquoeau lourde dans les reacuteacteurs ORPHEE et RHFDans les deux cas lrsquoeau circule de faccedilon descendante dans le cœur copy Georges GoueacuteIRSN

141 Il est agrave noter que lrsquoinstallation nucleacuteaire de base correspondante (INB ndeg 101) comprend le reacuteacteurORPHEE et le Laboratoire Leacuteon Brillouin (LBB) qui rassemble des chercheurs du CNRS et du CEAdans le domaine de la spectromeacutetrie neutronique

142 Agrave ne pas confondre avec la source externe de refroidissement drsquoun reacuteacteur (eau drsquoune riviegravereairhellip)

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La laquo collecte raquo des neutrons (thermiques lents ou rapides) pour leurs utilisationsexpeacuterimentales srsquoeffectue via le laquo nez raquo de canaux (extreacutemiteacutes des laquo doigts de gant raquo)orienteacutes vers le cœur du reacuteacteur Les neutrons ainsi collecteacutes sont ensuite laquo guideacutes raquojusqursquoagrave lrsquoexteacuterieur de la piscine ougrave un filtre permet de preacutelever les neutrons dont lalongueur drsquoonde est adapteacutee agrave lrsquoirradiation rechercheacutee de lrsquoeacutechantillon de matiegravere eacutetudieacutee(dans laquo lrsquoaire expeacuterimentale raquo ou laquo hall des guides de neutrons raquo situeacute autour du reacuteacteurndash figure 513) Les autres neutrons du faisceau terminent leur course dans un mur debeacuteton servant de protection

Ces reacuteacteurs disposent eacutegalement de canaux verticaux agrave proximiteacute de la cuve drsquoeaulourde utiliseacutes principalement agrave des fins drsquoirradiation

Ainsi le reacuteacteur ORPHEE est eacutequipeacute de neuf doigts de gant horizontaux (multi-faisceaux) tangentiels au cœur permettant lrsquoutilisation de 20 faisceaux de neutrons(figure 514) Le nez des doigts de gant est situeacute dans le modeacuterateur (eau lourde) agraveproximiteacute du cœur lagrave ougrave le flux des neutrons thermaliseacutes est maximal trois nez visentdeux laquo sources froides raquo deux autres une laquo source chaude raquo Les physiciens qui effectuentdes recherches autour drsquoORPHEE appartiennent agrave un laboratoire commun au CEA et auCNRS le Laboratoire Leacuteon Brillouin (LLB) et travaillent dans des domaines aussi varieacutesque la chimie la biologie la meacutetallurgie et la physique Le reacuteacteur ORPHEE permet parailleurs drsquoeffectuer des analyses par activation en partenariat avec le Laboratoire PierreSuumle drsquoirradier des eacutechantillons et de produire des radioisotopes agrave usage industriel etmeacutedical (Cis-bio international) et enfin de doper des monocristaux de silicium partransmutation nucleacuteaire

Drsquoune puissance maximale de 14 MW le reacuteacteur ORPHEE (figure 515) deacutelivre un fluxde neutrons pouvant atteindre 31014 neutronscm2s dans la cuve drsquoeau lourde Soncœur composeacute de huit eacuteleacutements combustibles de section carreacutee et agrave plaques planes dontlrsquouranium meacutetallique est fortement enrichi en isotope 235 (93 ) est refroidi par de lrsquoeauleacutegegravere circulant agrave 75 ms Lrsquoensemble du cœur du reacuteacteur et de la cuve drsquoeau lourde (enacier inoxydable) est plongeacute dans une piscine drsquoeau leacutegegravere

Figure 513 Agrave gauche un hall de guides de neutrons (RHF) copy ArtechniqueILL agrave droite diffractomegravetreD10 copy ILL

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Le reacuteacteur agrave haut flux (RHF figure 516) lieu de recherche international est eacutequipeacutede 13 doigts de gant horizontaux quatre doigts de gant inclineacutes et deux doigts de gantverticaux (lrsquoun des deux eacutetant utiliseacute pour la source neutronique de deacutemarrage dureacuteacteur) Il peut deacutelivrer simultaneacutement des neutrons dans une quarantaine de dis-positifs de recherche diffeacuterents Neuf doigts de gant visent deux laquo sources froides raquoquatre doigts de gant visent la laquo source chaude raquo Le cœur du RHF est constitueacute drsquoun

Figure 515 Reacuteacteur ORPHEE scheacutema du bloc-pile coupe verticale copy CEA

Figure 514 Coupe horizontale du reacuteacteur ORPHEE montrant les neuf doigts de gant des canauxneutroniques Au centre le cœur les points rouges deacutesignent les laquo sources froides raquo et la laquo sourcechaude raquo lrsquoeau lourde est repreacutesenteacutee en jaune lrsquoeau leacutegegravere en bleu copy CEA

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unique eacuteleacutement combustible de forme annulaire agrave plaques cintreacutees dont lrsquouraniummeacutetallique est fortement enrichi en isotope 235 (93 ) Il est refroidi agrave lrsquoeau lourdecirculant agrave la vitesse de 55 ms Il permet de produire le flux de neutrons le plus intensedrsquoEurope agrave ce jour soit 151015 neutronscm2s (flux de neutrons thermique dans la cuvedrsquoeau lourde) Comme dans le cas drsquoORPHEE lrsquoensemble du cœur du reacuteacteur et de lacuve drsquoeau lourde (en alliage drsquoaluminium dit AG3NET dans le cas du RHF) est plongeacutedans une piscine drsquoeau leacutegegravere

Il est agrave noter que lrsquoinstallation de deacutetritiation de lrsquoeau lourde qui eacutetait situeacutee agraveproximiteacute de lrsquoILL a eacuteteacute deacutefinitivement arrecircteacutee lrsquoexploitant ayant deacutecideacute de confier ladeacutetritiation de lrsquoeau lourde agrave une entreprise canadienne

En 2016 la France exploite encore un reacuteacteur de recherche entiegraverement deacutedieacute agravedes essais dans le domaine de la sucircreteacute plus preacuteciseacutement agrave lrsquoeacutetude du comportementdrsquoeacuteleacutements combustibles de reacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires agrave eau dans certaines situationsaccidentelles Il srsquoagit du reacuteacteur CABRI (figure 517) implanteacute au centre CEA deCadarache qui permet de soumettre un eacutechantillon de combustible nucleacuteaire neufou irradieacute aux conditions qui reacutesulteraient drsquoun accident de reacuteactiviteacute Pour ce faire lereacuteacteur est constitueacute drsquoun cœur nourricier et drsquoune boucle expeacuterimentale dont la partiesitueacutee au centre du cœur nourricier reccediloit le dispositif drsquoessai qui contient le combustible

Figure 516 Scheacutema du RHF copy ILL

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agrave tester Le cœur nourricier fournit le flux neutronique neacutecessaire pour obtenir lapuissance deacutesireacutee dans le combustible soumis agrave un essai tandis que la boucle expeacuteri-mentale permet de le soumettre agrave des conditions thermohydrauliques repreacutesentatives decelles drsquoun reacuteacteur de puissance La particulariteacute de ce reacuteacteur reacuteside dans le systegravemedrsquoinjection controcircleacutee de reacuteactiviteacute Agrave cet effet quatre assemblages du cœur nourriciersont eacutequipeacutes en lieu et place de la derniegravere couronne de crayons de combustible de tubespeacuteripheacuteriques cylindriques143 qui sont remplis drsquoheacutelium 3 sous pression avant le deacutemarrage dureacuteacteur (ce gaz absorbe fortement les neutrons) Une fois la puissance nominale atteintedans le reacuteacteur et les conditions thermohydrauliques requises obtenues dans la boucleexpeacuterimentale ces tubes sont deacutepressuriseacutes gracircce agrave lrsquoouverture de vannes selon uneseacutequence deacutetermineacutee ce qui modifie de faccedilon plus ou moins rapide la reacuteactiviteacute144 etdonc la puissance deacutelivreacutee par le cœur nourricier Pour lrsquoeacutetude drsquoinjections de reacuteactiviteacutetregraves rapides il est possible drsquoaccroicirctre la puissance du reacuteacteur CABRI de 100 kW agrave20 GW en quelques millisecondes la puissance retombe ensuite tout aussi rapidementdu fait des effets de contre-reacuteaction neutronique (effet Doppler en particulier)

Dans le passeacute le reacuteacteur CABRI a eacuteteacute eacutequipeacute drsquoune boucle en sodium qui a servi agravedivers programmes jusque dans les anneacutees 2000 mdash non seulement pour les reacuteacteurs agraveneutrons rapides refroidis par du sodium mais aussi pour les reacuteacteurs agrave eau sous pression(essais dits REP-Na) Cette boucle a eacuteteacute remplaceacutee par la boucle agrave eau sous pression

Figure 517 Scheacutema du reacuteacteur CABRI et de sa boucle expeacuterimentale agrave eau sous pression copy DPAMIRSN

143 Lrsquoexpression laquo barres transitoires raquo est utiliseacutee144 Le gaz disparaissant du cœur le nombre de neutrons dans le cœur augmente provoquant

davantage de fissions

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Quelques aspects de sucircreteacute de reacuteacteurs eacutelectronucleacuteairesexploreacutes dans le cadre de programmes expeacuterimentaux meneacutes

dans les reacuteacteurs de recherche franccedilais

Les reacuteacteurs de recherche constituent des outils indispensables agrave la recherchescientifique et technologique et agrave lrsquoaccompagnement du deacuteveloppement des reacuteac-teurs de puissance (reacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires) Les expeacuteriences qui y ont eacuteteacute meneacuteesont permis notamment drsquoaccroicirctre la sucircreteacute des reacuteacteurs de puissance dans ledomaine des accidents par une meilleure connaissance des pheacutenomegravenes mis en jeu

Le reacuteacteur OSIRIS a eacuteteacute utiliseacute pour lrsquoeacutetude du comportement de gaines decombustibles de reacuteacteurs agrave eau sous pression soumis agrave une augmentation lente depuissance (rampes lentes de quelques dizaines de secondes agrave quelques minutes) detels essais ont eacuteteacute reacutealiseacutes sur des tronccedilons de crayons de combustible irradieacutes et ontpermis drsquoeacutetablir des limites drsquoutilisation pour diffeacuterents mateacuteriaux de gainage

Des programmes drsquoessais reacutealiseacutes dans le reacuteacteur CABRI ont permis drsquoeacutetudier lecomportement drsquoeacuteleacutements combustibles des reacuteacteurs de puissance en cas de retraitou drsquoeacutejection drsquoeacuteleacutements absorbants des cœurs de ces reacuteacteurs145

Ainsi de 1978 agrave 2001 le reacuteacteur CABRI a eacuteteacute utiliseacute pour lrsquoeacutetude de lrsquoaccidentde retrait intempestif drsquoune barre de commande (RIB) dans les reacuteacteurs agrave neutronsrapides (RNR) refroidis par du sodium par des essais (de type rampe lente) reacutealiseacutesavec des aiguilles146 de combustible uniques positionneacutees dans une boucle rempliede sodium Le risque drsquoeacutejection de combustible fondu hors drsquoune aiguille en cas dedeacutefaut preacuteexistant de gainage a notamment eacuteteacute eacutetudieacute

Il est agrave noter que le reacuteacteur SCARABEE a eacutegalement eacuteteacute utiliseacute de 1983 agrave 1989pour lrsquoeacutetude gracircce agrave une boucle en sodium de plus grand diamegravetre que celle utiliseacuteedans CABRI des accidents hypotheacutetiques de bouchage et de fusion drsquoassemblagesdans les RNR Les essais ont eacuteteacute meneacutes sur de petits assemblages comportant jusqursquoagrave37 aiguilles

La boucle de sodium de reacuteacteur CABRI a aussi eacuteteacute utiliseacutee pour lrsquoeacutetude ducomportement de crayons de combustible des reacuteacteurs agrave eau sous pression (REP)en cas drsquoeacutejection drsquoune grappe absorbante Cet accident suppose la rupture dumeacutecanisme de la grappe Lrsquoeacutejection reacutesulte de la diffeacuterence de pressions qui existeentre le circuit primaire et lrsquoenceinte de confinement Cette eacutejection violenteentraicircne un emballement local de la reacuteaction nucleacuteaire pendant quelques dizainesde millisecondes (laquo pulse raquo de puissance) provoquant une augmentation rapide de

145 Voir lrsquoouvrage laquo Eacutetat des recherches dans le domaine de la sucircreteacute des reacuteacteurs agrave eau sous pression raquoCollection sciences et techniques IRSNEDP Sciences 2017

146 Expression utiliseacutee pour les RNR lrsquoexpression crayon eacutetant celle utiliseacutee pour les REP

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la tempeacuterature du combustible Les contre-reacuteactions neutroniques limitent letransitoire de puissance avant lrsquoarrecirct drsquourgence du reacuteacteur qui intervient dansun second temps Lrsquoeacutechauffement brutal des pastilles de combustible lors dulaquo pulse raquo de puissance entraicircne leur dilatation rapide et dans certains cas unrelacircchement de gaz de fission preacutesents dans le combustible Soumise agrave cescontraintes la gaine du crayon combustible peut se rompre libeacuterant des fragmentsde combustible extrecircmement chauds Pour les reacuteacteurs agrave eau sous pression descritegraveres ont eacuteteacute eacutetablis dans les anneacutees 1970 sur la base des reacutesultats des essaisSPERT147 meneacutes aux Eacutetats-Unis avec du combustible frais ou peu irradieacute Lesessais meneacutes dans les anneacutees 1990 dans le reacuteacteur CABRI (ainsi que dans lereacuteacteur NSRR au Japon) sur des tronccedilons de crayons industriels preacuteirradieacutes dansles reacuteacteurs agrave eau sous pression ont permis drsquoeacutetudier les pheacutenomegravenes meacutecaniquesqui se produisent dans les premiegraveres dizaines de millisecondes de lrsquoexcursion depuissance pendant lesquelles la tempeacuterature de la gaine est peu affecteacutee il srsquoagitdes essais dits REP-Na incluant notamment un essai sur du combustible MOX148

ayant atteint un taux de combustion de 55 GWjtU et un essai avec un crayongaineacute avec un nouvel alliage dit M5

Pour eacutetudier les pheacutenomegravenes qui se produiraient apregraves les premiegraveres centaines demillisecondes (assegravechement et gonflement des gaines) ainsi que les conseacutequences entermes drsquoonde de pression drsquoune eacuteventuelle dispersion du combustible dans lereacutefrigeacuterant lrsquoIRSN a preacutevu de nouveaux essais dans la boucle agrave eau sous pressiondu reacuteacteur CABRI ndash il srsquoagit du projet de lrsquoOCDE149AEN deacutenommeacute CabriInternational Programme (CIP) meneacute en partenariat avec EDF et de nombreuxorganismes de sucircreteacute et industriels eacutetrangers

Le reacuteacteur PHEBUS a grandement contribueacute agrave lrsquoacquisition de connaissan-ces sur les accidents de fusion du cœur drsquoun REP150 Le programme internationalPheacutebus-PF (PF pour produits de fission) piloteacute par lrsquoIRSN a permis de simuler agraveune eacutechelle reacuteduite la fusion du cœur Lrsquoobjectif principal de ce programme eacutetaitde contribuer agrave lrsquoameacutelioration des connaissances sur les rejets radioactifs quipourraient se produire dans lrsquoenvironnement lors drsquoun tel accident Agrave cet effetcinq essais ont eacuteteacute reacutealiseacutes de 1993 agrave 2004 dans un dispositif drsquoessai implanteacutedans le reacuteacteur PHEBUS Ces essais visaient agrave reproduire les pheacutenomegravenesphysiques majeurs qui gouvernent la fusion drsquoun cœur de reacuteacteur agrave eau souspression ainsi que les transferts des substances radioactives depuis le combustiblenucleacuteaire jusqursquoagrave lrsquoenceinte de confinement Le dispositif (figure 518) quipermettait de simuler le cœur le circuit primaire de refroidissement et lrsquoenceinte

147 SPERT (Special Power Excursion Reactor Test) est le nom donneacute agrave des reacuteacteurs drsquoexpeacuterimentationdit drsquoexcursion de puissance du centre drsquoessais drsquoIdaho Falls aux Eacutetats-Unis

148 Mixed Oxide Fuel (combustible mixte UO2 + PuO2)149 Organisation de coopeacuteration et de deacuteveloppement eacuteconomique150 Voir ici aussi lrsquoouvrage laquo Eacutetat des recherches dans le domaine de la sucircreteacute des reacuteacteurs agrave eau sous

pression raquo Collection sciences et techniques IRSNEDP Sciences 2017 ainsi que lrsquoouvrage laquo Lesaccidents de fusion du cœur des reacuteacteurs nucleacuteaires de puissance ndash Eacutetat des connaissances raquoCollection sciences et techniques IRSNEDP Sciences 2013

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de confinement eacutetait constitueacute drsquoune partie laquo en pile raquo passant dans le cœur dureacuteacteur PHEBUS et drsquoune partie laquo hors pile raquo appeleacutee laquo caisson PF raquo Lecombustible drsquoexpeacuterimentation preacutealablement irradieacute dans un reacuteacteur de recher-che ou dans un reacuteacteur eacutelectronucleacuteaire eacutetait introduit dans la partie laquo en pile raquodu dispositif Plus de 200 capteurs de mesure et environ 100 dispositifs depreacutelegravevement constituaient lrsquoinstrumentation de lrsquoessai Apregraves un fonctionnementen puissance du reacuteacteur PHEBUS destineacute agrave recreacuteer dans lrsquoassemblage drsquoessaides produits de fission agrave vie courte tels que lrsquoiode 131 la puissance eacutetait abaisseacuteeet le refroidissement de lrsquoassemblage drsquoessai eacutetait arrecircteacute Le combustible drsquoessaisrsquoeacutechauffait alors rapidement jusqursquoagrave la fusion Les produits de fission quisrsquoeacutechappaient des gaines du combustible eacutetaient dirigeacutes vers le caisson expeacuteri-mental Les expeacuteriences reacutealiseacutees ont permis drsquoobtenir des donneacutees majeures pourla compreacutehension des meacutecanismes de deacutegradation du cœur drsquoun REP ainsi que ducomportement des produits de fission relacirccheacutes dans les circuits Ces essais onteacutegalement confirmeacute des connaissances deacutejagrave acquises par des expeacuteriences agravelrsquoeacutechelle du laboratoire et ont permis drsquoameacuteliorer et de valider plusieurs logicielsde simulation drsquoaccidents de fusion du cœur deacuteveloppeacutes et utiliseacutes dans le mondedont certains utiliseacutes par lrsquoIRSN pour ses expertises de sucircreteacute ou pour ses eacutetudesprobabilistes de sucircreteacute de niveau 2 (logiciel ASTEC151)

151 Accident Source Term Evaluation Code (logiciel de simulation pour lrsquoeacutevaluation des pheacutenomegravenesphysiques intervenant au cours drsquoun accident de fusion du cœur drsquoun reacuteacteur agrave eau sous pression)

Celluleexpeacuterimentale

Modegravele de geacuteneacuterateurde vapeur

Foursdeacutechantillons

Eacutechantillonaqueux

Cœur dureacuteacteur Pheacutebus

Condenseurspeints

Puisard(100 l)

SpectreGamma

Modegravele denceintereacuteacteur (10 m3)

Fourdeacutechantillons

Caisson FP

Reacuteacteur Pheacutebus

Tube de force(partie fixe)

Coeur nourricierde Pheacutebus

Enveloppede protection

(partie fixe)

Branchementsfluides et

automatismes

Positiontype drsquoun

thermocouple

Trou pour barreAg In Cd

ZrO2 tubede deacutebit de deacuterivation

Protectionthermique

Tube en zirconedense

Faisceaudessai

Tube de voiedessai

Figure 518 Scheacutema de lrsquoinstallation Pheacutebus-PF copy Steacutephane JungersIRSN - Source IRSN

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Chapitre 6Les acteurs et lrsquoorganisation de la sucircreteacute

des reacuteacteurs de recherche en France

Lrsquoorganisation de la sucircreteacute en France a eacutevolueacute au cours du temps Si lrsquoambition dupreacutesent chapitre nrsquoest pas de faire lrsquohistoire de cette organisation152 quelques-uns desaspects les plus pertinents ndash dans le cadre de cet ouvrage consacreacute agrave la sucircreteacute desreacuteacteurs de recherche ndash meacuteritent neacuteanmoins drsquoecirctre rappeleacutes

Lrsquoorganisation de la sucircreteacute reposait agrave lrsquoorigine sur le Commissariat agrave lrsquoeacutenergieatomique (CEA) qui avait eacuteteacute chargeacute lors de sa creacuteation en 1945 de deacutevelopper tousles aspects neacutecessaires agrave lrsquoutilisation de ce type drsquoeacutenergie ndash en construisant et enexploitant notamment des reacuteacteurs de recherche Toutefois en 1973 un deacutecretcreacutea un organisme de sucircreteacute speacutecifique au sein des pouvoirs publics le Service centralde sucircreteacute des installations nucleacuteaires (SCSIN) placeacute au sein du ministegravere chargeacute delrsquoIndustrie Cet organisme fit lrsquoobjet de plusieurs eacutevolutions et deacutenominations au fil dutemps pour aboutir agrave la creacuteation en 2006 drsquoune autoriteacute indeacutependante lrsquoAutoriteacute desucircreteacute nucleacuteaire (ASN)

Par ailleurs la partie du CEA particuliegraverement affecteacutee agrave lrsquoeacutetude et agrave lrsquoeacutevaluation de lasucircreteacute et de la protection radiologique a eacuteteacute regroupeacutee en 1976 dans un institut lrsquoInstitutde protection et de sucircreteacute nucleacuteaire (IPSN) LrsquoIPSN est lrsquoancecirctre de lrsquoIRSN organisme creacuteeacuteen 2002 doreacutenavant indeacutependant du CEA et inteacutegrant lrsquoOffice de Protection contre lesRayonnements Ionisants (OPRI) qui deacutependait du ministegravere de la Santeacute

152 Le lecteur pourra pour cela consulter lrsquoouvrage de Philippe Saint Raymond intituleacute laquo Une longuemarche vers lrsquoindeacutependance et la transparence ndash Histoire de lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteairefranccedilaise raquo Eacutedition La documentation franccedilaise 2012

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61 Les exploitantsLrsquoorganisation de la sucircreteacute en France est conforme dans ses principes aux recom-

mandations eacutemises par les organismes internationaux comme lrsquoAIEA mais elle tientcompte des speacutecificiteacutes nationales Les installations nucleacuteaires franccedilaises les plusimportantes sont en effet exploiteacutees par des organismes de taille particuliegraverementimportante Eacutelectriciteacute de France pour les reacuteacteurs eacutelectrogegravenes la Cogeacutema inteacutegreacutee agraveAREVA (Orano) ensuite pour la plupart des installations du cycle du combustible le CEApour la plupart des reacuteacteurs de recherche lrsquoexception eacutetant lrsquoInstitut Laue-Langevin (ILL)organisme international exploitant le RHF agrave Grenoble

Les exploitants sont donc beaucoup moins morceleacutes que dans la plupart des autrespays et participent en geacuteneacuteral agrave la deacutefinition de la conception de leurs installations Ilsdisposent de ce fait drsquoun niveau de compeacutetence particuliegraverement eacuteleveacute De plus le CEAdispose drsquoune compeacutetence scientifique et technique toute particuliegravere dans des domainestouchant la sucircreteacute du fait notamment de sa forte implication dans des programmes derecherche et deacuteveloppement en la matiegravere

Un principe fondamental mis en avant dans les documents de lrsquoAIEA est bien suradopteacute agrave savoir que ce sont les exploitants qui sont responsables de la sucircreteacute de leursinstallations car eux seuls sont agrave mecircme de faire les gestes concrets qui influencentdirectement la sucircreteacute Dans la regraveglementation franccedilaise ce principe est eacutenonceacute dans lecode de lrsquoenvironnement (article L593-6) laquo Lrsquoexploitant drsquoune installation nucleacuteaire estresponsable de la maicirctrise des risques et des inconveacutenients que son installation peutpreacutesenter raquo

Les exploitants doivent cependant le justifier devant les pouvoirs publics qui ont laresponsabiliteacute de veiller agrave la protection des personnes et des biens sur lrsquoensemble duterritoire national Ces justifications doivent ecirctre apporteacutees sous la forme de documentseacutecrits transmis agrave lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire qui contiennent leurs propres analyses etqui les engagent En outre les exploitants peuvent ecirctre ameneacutes agrave devoir apporter sousune forme approprieacutee les eacuteclairages et informations jugeacutees neacutecessaires dans le cadre desinspections diligenteacutees par lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire des expertises meneacutees parlrsquoIRSN ou des reacuteunions des groupes permanents drsquoexperts sur lesquels srsquoappuie lrsquoASN ouencore dans le cadre de reacuteunions des Commissions locales drsquoinformation (CLI) ou delrsquoAssociation nationale des comiteacutes et commissions locales drsquoinformation (ANCCLI)

Par ailleurs conformeacutement agrave la loi relative agrave la transparence et agrave la seacutecuriteacute en matiegraverenucleacuteaire promulgueacutee en 2006 (dite loi TSN ndash voir le paragraphe 62) tout exploitant drsquouneinstallation nucleacuteaire de base doit eacutetablir chaque anneacutee un rapport qui expose

ndash laquo les dispositions prises en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire et de radioprotection

ndash les incidents et accidents en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire et de radioprotectionsoumis agrave obligation de deacuteclaration (hellip) survenus dans le peacuterimegravetre de lrsquoinstallationainsi que les mesures prises pour en limiter le deacuteveloppement et les conseacutequencessur la santeacute des personnes et lrsquoenvironnement

ndash la nature et les reacutesultats des mesures des rejets radioactifs et non radioactifs delrsquoinstallation dans lrsquoenvironnement

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ndash la nature et la quantiteacute de deacutechets radioactifs entreposeacutes sur le site de lrsquoinstallationainsi que les mesures prises pour en limiter le volume et les effets sur la santeacute et surlrsquoenvironnement en particulier sur les sols et les eaux raquo

Ce rapport est rendu public et il est transmis agrave la Commission locale drsquoinformation etau Haut Comiteacute pour la transparence et lrsquoinformation sur la seacutecuriteacute nucleacuteaire (HCTISN)

Les rocircles de lrsquoASN de lrsquoIRSN et des groupes permanents drsquoexperts sont deacutecrits tregravessuccinctement dans le paragraphe qui suit

62 Le controcircle des risques nucleacuteaires en FranceComme cela a eacuteteacute vu dans les chapitres preacuteceacutedents les reacuteacteurs de recherche sont

tregraves diffeacuterents les uns des autres en termes drsquoutilisation de caracteacuteristiques techniques etde modaliteacutes drsquoexploitation Cependant tous ces reacuteacteurs de recherche appartiennent agravela cateacutegorie des installations nucleacuteaires de base (INB) et sont donc soumis aux obligationsreacuteglementaires applicables agrave lrsquoensemble des INB

La promulgation de la loi ndeg 2006-686 du 13 juin 2006 relative agrave la transparence et agravela seacutecuriteacute en matiegravere nucleacuteaire (dite loi TSN153) a constitueacute dans les anneacutees reacutecentesune eacutevolution importante de lrsquoencadrement institutionnel et juridique applicable auxinstallations nucleacuteaires de base En particulier la loi TSN a institueacute pour les installationset activiteacutes du domaine civil une autoriteacute administrative indeacutependante deacutenommeacuteeAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire (ASN) Cette loi srsquoarticule autour des grands principes danslesquels srsquoinscrit lrsquoexercice des activiteacutes nucleacuteaires (outre le principe de responsabiliteacutepremiegravere de lrsquoexploitant peuvent ecirctre citeacutes le principe de preacutecaution le principe drsquoactionpreacuteventive le principe pollueur-payeur etc ndash ces principes sont succinctement preacuteciseacutesdans le focus ci-apregraves) Plus reacutecemment la loi relative agrave la transition eacutenergeacutetique et agrave lacroissance verte (TECV) ndeg 2015-992 du 17 aoucirct 2015 a renforceacute la loi TSN sur certainsaspects notamment en matiegravere de transparence et drsquoinformation du public de maicirctrisede la sous-traitance dans les INB de mise agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif et de deacutemantegravelement des INB

Les principes de la sucircreteacute nucleacuteaire de la radioprotectionet de la protection de lrsquoenvironnement en France154

Les activiteacutes nucleacuteaires doivent srsquoexercer dans le respect de principes fondamentauxinscrits dans des textes juridiques ou des normes internationales Il srsquoagit notamment

ndash en France des principes inscrits dans la charte de lrsquoenvironnement adosseacutee agrave la Cons-titution et dans diffeacuterents codes (codes de lrsquoenvironnement de la santeacute publiquehellip)

153 Deacutesormais codifieacutee dans le code de lrsquoenvironnement154 Drsquoapregraves les publications de lrsquoASN laquo Les principes et les acteurs du controcircle de la sucircreteacute nucleacuteaire

de la radioprotection et de la protection de lrsquoenvironnement raquo

Les acteurs et lrsquoorganisation de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche en France 105

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ndash au plan europeacuteen des regravegles deacutefinies par les directives eacutetablissant un cadrecommunautaire pour la sucircreteacute des installations nucleacuteaires et pour la gestionresponsable et sucircre du combustible useacute et des deacutechets radioactifs

ndash au niveau international des principes fondamentaux de sucircreteacute eacutetablis par lrsquoAIEAmis en application par la Convention sur la sucircreteacute nucleacuteaire qui eacutetablit le cadreinternational du controcircle de la sucircreteacute nucleacuteaire et de la radioprotection

Ces diverses dispositions drsquoorigines diffeacuterentes se recoupent largement Ellespeuvent ecirctre regroupeacutees sous la forme de huit principes preacutesenteacutes ci-apregraves

ndash Le principe de responsabiliteacute premiegravere de lrsquoexploitantCe principe a eacuteteacute preacutesenteacute au paragraphe 61

ndash Le principe du laquo pollueur-payeur raquoLe principe du laquo pollueur-payeur raquo deacutecline le principe de responsabiliteacute premiegraverede lrsquoexploitant dans les conditions deacutefinies par le code de lrsquoenvironnement en ceqursquoil fait supporter le coucirct des mesures de preacutevention et de reacuteduction de lapollution par le pollueur responsable des atteintes agrave lrsquoenvironnement

ndash Le principe de preacutevention (ou drsquoaction preacuteventive et de correction parprioriteacute agrave la source)Le principe de preacutevention preacutevoit la mise en œuvre de regravegles et drsquoactions pouranticiper toute atteinte agrave lrsquoenvironnement qui doivent tenir compte des meilleurestechniques disponibles agrave un coucirct eacuteconomiquement acceptable

ndash Le principe de participationLe principe de participation preacutevoit la participation des populations agrave lrsquoeacutelabora-tion des deacutecisions des pouvoirs publics il srsquoinscrit dans la ligne de la ConventiondrsquoAarhus Dans le domaine nucleacuteaire ce principe se traduit notamment parlrsquoorganisation de deacutebats publics nationaux obligatoires avant la constructiondrsquoune centrale nucleacuteaire par exemple ainsi que drsquoenquecirctes publiques notammentau cours de lrsquoinstruction de dossiers relatifs agrave la creacuteation ou au deacutemantegravelementdrsquoinstallations nucleacuteaires

ndash Le principe de preacutecautionEn vertu du principe de preacutecaution lrsquoabsence de certitudes compte tenu desconnaissances scientifiques et techniques du moment ne doit pas retarderlrsquoadoption de dispositions de protection de lrsquoenvironnement Il est deacutefini dansla charte de lrsquoenvironnement en ces termes laquo Lorsque la reacutealisation drsquoundommage bien qursquoincertaine en lrsquoeacutetat des connaissances scientifiques pour-rait affecter de maniegravere grave et irreacuteversible lrsquoenvironnement les autoriteacutespubliques veillent par application du principe de preacutecaution et dans leursdomaines drsquoattribution agrave la mise en œuvre de proceacutedures drsquoeacutevaluation desrisques et agrave lrsquoadoption de mesures provisoires et proportionneacutees afin de parer agravela reacutealisation du dommage raquo En ce qui concerne les effets biologiques desrayonnements ionisants agrave faible dose et faible deacutebit de dose le principe depreacutecaution est mis en pratique en adoptant une relation lineacuteaire et sans seuilentre la dose et lrsquoeffet

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ndash Le principe de justificationLe code de la santeacute publique dispose qursquolaquo une activiteacute nucleacuteaire ou une inter-vention ne peut ecirctre entreprise ou exerceacutee que si elle est justifieacutee par les avantagesqursquoelle procure notamment en matiegravere sanitaire sociale eacuteconomique ou scienti-fique rapporteacutes aux risques inheacuterents agrave lrsquoexposition aux rayonnements ionisantsauxquels elle est susceptible de soumettre les personnes raquo

ndash Le principe drsquooptimisationLe code de la santeacute publique dispose que laquo lrsquoexposition des personnes auxrayonnements ionisants reacutesultant drsquoune activiteacute nucleacuteaire ou drsquoune interventiondoit ecirctre maintenue au niveau le plus faible qursquoil est raisonnablement possibledrsquoatteindre compte tenu de lrsquoeacutetat des techniques des facteurs eacuteconomiques etsociaux et le cas eacutecheacuteant de lrsquoobjectif meacutedical rechercheacute raquo Ce principe connu sousle nom de principeALARA conduit par exemple agrave reacuteduire dans les autorisations derejets les quantiteacutes de radionucleacuteides preacutesents dans les effluents radioactifs issus desinstallations nucleacuteaires agrave imposer une surveillance des expositions au niveau despostes de travail dans le but de reacuteduire ces expositions au strict neacutecessaire ou encore agraveveiller agrave ce que les expositions meacutedicales reacutesultant drsquoactes diagnostiques restentproches de niveaux de reacutefeacuterence preacutealablement eacutetablis

ndash Le principe de limitation des dosesLe code de la santeacute publique dispose que laquo lrsquoexposition drsquoune personne auxrayonnements ionisants reacutesultant drsquoune activiteacute nucleacuteaire ne peut porter lasomme des doses reccedilues au-delagrave des limites fixeacutees par voie reacuteglementaire sauflorsque cette personne est lrsquoobjet drsquoune exposition agrave des fins meacutedicales ou derecherche biomeacutedicale raquo Les expositions induites par les activiteacutes nucleacuteairespour la population geacuteneacuterale ou les travailleurs font lrsquoobjet de limites strictesCelles-ci comportent des marges de seacutecuriteacute importantes pour preacutevenir lrsquoappari-tion des effets deacuteterministes Elles sont aussi tregraves infeacuterieures aux doses pourlesquelles des effets probabilistes (cancers) ont commenceacute agrave ecirctre observeacutes Ledeacutepassement de ces limites traduit une situation jugeacutee inacceptable En France ilpeut donner lieu agrave des sanctions administratives ou peacutenales Dans le cas desexpositions meacutedicales aucune limite stricte de dose nrsquoest fixeacutee dans la mesure ougravecette exposition agrave caractegravere volontaire est justifieacutee par le beacuteneacutefice attendu entermes de santeacute par la personne exposeacutee

Selon lrsquoarticle 1er de la loi TSN la seacutecuriteacute nucleacuteaire comprend la sucircreteacute nucleacuteaire laradioprotection la preacutevention et la lutte contre les actes de malveillance ainsi que lesactions de seacutecuriteacute civile en cas drsquoaccident Le reacutegime des installations nucleacuteaires de basedepuis leur creacuteation jusqursquoagrave leur mise agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif et agrave leur deacutemantegravelement a eacuteteacutepreacuteciseacute par le deacutecret dit laquo proceacutedures INB155 raquo de 2007 (et le deacutecret modificatif156

155 Deacutecret ndeg 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucleacuteaires de base et aucontrocircle en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire du transport de substances radioactives

156 Deacutecret ndeg 2016-846 du 28 juin 2016 relatif agrave la modification agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif et au deacutemantegravele-ment des installations nucleacuteaires de base ainsi qursquoagrave la sous-traitance

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de 2016) ainsi que par lrsquoarrecircteacute du 7 feacutevrier 2012 fixant les regravegles geacuteneacuterales relatives auxinstallations nucleacuteaires de base dit arrecircteacute laquo INB raquo Cet arrecircteacute ndash qui est entreacute en vigueur au1

juillet 2013 ndash est progressivement compleacuteteacute par des deacutecisions reacuteglementaires de lrsquoASNportant sur des sujets geacuteneacuteriques particuliers Lrsquoensemble ainsi constitueacute constitue la basereacuteglementaire applicable agrave toutes les INB

Par ailleurs en France entre 1980 et 1992 quarante laquo regravegles fondamentales de sucircreteacute raquo(RFS) ont eacuteteacute eacutetablies sur diffeacuterents sujets et diffeacuterents types drsquoINB Ces RFS ont eacuteteacutedestineacutees agrave expliciter les conditions dont le respect est pour le type consideacutereacute drsquoinstallationset pour lrsquoobjet dont elles traitent jugeacute comme valant conformiteacute avec la pratiquereacuteglementaire technique franccedilaise tout en laissant la possibiliteacute agrave lrsquoexploitant (et auconcepteur) de ne pas srsquoy conformer srsquoil apporte la preuve que les objectifs de sucircreteacute viseacutessont atteints par drsquoautres moyens De nouveaux textes de mecircme nature sont eacutetablis maissous la deacutenomination de laquo guide ASN157 raquo

Ainsi deux regravegles fondamentales de sucircreteacute158 speacutecifiques aux reacuteacteurs de rechercheont eacuteteacute eacutetablies dans les anneacutees 1980 et 1990 Il srsquoagit de

ndash la regravegle SIN Ndeg C-1230886 (RR1) du 4 aoucirct 1986 relative aux dispositifsdrsquoeacutepuration eacutequipant les systegravemes de ventilation de reacuteacteurs de recherche Lesreacuteacteurs de recherche eacutetant des installations dans lesquelles une ou plusieursenceintes mises en deacutepression par des circuits de ventilation assurent unconfinement laquo dynamique raquo la regravegle eacutenonce un certain nombre de recom-mandations sur les dispositifs agrave mettre en place pour filtrer et eacutepurer lrsquoair filtres agrave tregraves haute efficaciteacute (THE) pour pieacuteger les aeacuterosols piegraveges agrave iode (PAI)constitueacutes drsquoadsorbants solides159 Ces recommandations concernent laconception la reacutealisation lrsquoinstallation et le montage lrsquoefficaciteacute ainsi quelrsquoexploitation de ces dispositifs notamment en matiegravere de controcircle en serviceLa regravegle indique notamment que les PAI sont preacuteceacutedeacutes le cas eacutecheacuteant dedispositifs permettant drsquoabaisser rapidement le taux drsquohumiditeacute relative du gazagrave eacutepurer afin que lrsquoefficaciteacute de ces piegraveges soit acceptable degraves le deacutebut de leurmise en service

ndash la regravegle SIN Ndeg C-1267091 (RR2) du 1er juillet 1991 relative agrave la protection contreles risques drsquoincendie dans les reacuteacteurs de recherche La deacutecision ndeg 2014-DC-0417 de lrsquoASN du 28 janvier 2014 eacutenonce doreacutenavant ndash en compleacutement delrsquoarrecircteacute laquo INB raquo ndash les exigences pour la maicirctrise des risques drsquoincendie dans lesinstallations nucleacuteaires de base lrsquoapproche de sucircreteacute retenue dans cette deacutecisionest preacuteciseacutee au paragraphe 741

157 Preacutes drsquoune quarantaine de guides de lrsquoASN existent fin 2018158 Leacutegislation et regraveglementation Sucircreteacute nucleacuteaire en France Les Journaux officiels mai 1999159 Comme le charbon actif

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La pyramide des textes officiels applicables en France auxinstallations nucleacuteaires de base

La pyramide des textes officiels applicables en France aux INB est repreacutesenteacuteesur la figure 61 ci-apregraves

ndash LoisUne loi est une regravegle eacutecrite et geacuteneacuteralement voteacutee selon la proceacutedure leacutegislativepar le parlement (Assembleacutee nationale et Seacutenat) La loi peut ecirctre adopteacutee agravelrsquoinitiative du parlement (on parle alors de proposition de loi) ou du gouverne-ment (projet de loi) Elle srsquoimpose agrave tous degraves lors qursquoelle a eacuteteacute promulgueacutee par undeacutecret preacutesidentiel Avant sa promulgation elle est susceptible drsquoecirctre soumise agraveun controcircle de constitutionnaliteacute exerceacute par le Conseil constitutionnel

ndash DeacutecretsUn deacutecret est un acte reacuteglementaire signeacute soit du preacutesident de la Reacutepublique soitdu Premier ministre Les deacutecrets dits laquo deacutecrets en Conseil drsquoEacutetat raquo ne peuvent ecirctrepris qursquoapregraves consultation du Conseil drsquoEacutetat Les deacutecrets sont souvent pris enapplication drsquoune loi qursquoils preacutecisent Ils peuvent ecirctre compleacuteteacutes par des arrecircteacutesministeacuteriels

ndash ArrecircteacutesUn arrecircteacute est une deacutecision administrative agrave porteacutee geacuteneacuterale ou individuelle(speacutecifique agrave une exploitation ou une zone geacuteographique) Les arrecircteacutes peuventecirctre pris par les ministres (arrecircteacutes ministeacuteriels ou interministeacuteriels) les preacutefets(arrecircteacutes preacutefectoraux) ou les maires (arrecircteacutes municipaux)

Figure 61 Scheacutema de la pyramide des textes officiels applicables aux INBcopyGeorgesGoueacuteIRSN

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ndash Deacutecisions de lrsquoASNLa loi ndeg 2006-686 du 13 juin 2006 (loi TSN) eacutenumegravere les diffeacuterentes cateacutegories dedeacutecisions agrave caractegravere reacuteglementaire ou individuel que prend lrsquoASN par exemple

les deacutecisions reacuteglementaires agrave caractegravere technique pour lrsquoapplication des deacutecretsou arrecircteacutes pris en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire et de radioprotection

les autorisations de mise en service drsquoune INB

les autorisations ou agreacutements relatifs au transport de substances radioactivesou agravedes installations et eacutequipements meacutedicaux utilisant des rayonnements ionisants

ndash Guides de lrsquoASNRemplaccedilant les regravegles fondamentales de sucircreteacute (RFS) les guides de lrsquoASN sontdes documents agrave destination des professionnels inteacuteresseacutes par la regraveglementationen matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire et de radioprotection (concepteurs exploitantsutilisateurs ou transporteurs de sources de rayonnements ionisants profession-nels de santeacute) Ils ont pour objet

drsquoexpliciter une regraveglementation et les droits et obligations des personnesinteacuteresseacutees par la reacuteglementation

drsquoexpliciter des objectifs reacuteglementaires et de deacutecrire le cas eacutecheacuteant lespratiques que lrsquoASN jugeacutees satisfaisantes

de donner des eacuteleacutements drsquoordre pratique et des renseignements utiles sur lasucircreteacute nucleacuteaire et la radioprotection

Par ailleurs des eacutequipements de reacuteacteurs de recherche peuvent ecirctre soumis agrave laregraveglementation franccedilaise concernant les appareils agrave pression notamment agrave celles delrsquoarrecircteacute du 30 deacutecembre 2015 relatif aux eacutequipements sous pression nucleacuteaires (ditarrecircteacute laquo ESPN raquo et dans lrsquoarrecircteacute modificatif du 3 septembre 2018) Ces arrecircteacutes stipulentun certain nombre drsquoexigences en classant les eacutequipements

ndash en niveaux (trois niveaux N1 N2 et N3 en fonction notamment de lrsquoimportancedeacutecroissante des eacutemissions radioactives pouvant reacutesulter de leur deacutefaillance)

ndash et en cateacutegories (cinq cateacutegories 0 I II III et IV en fonction des autres risquescroissants notamment ceux lieacutes au volume et agrave la pression des fluides qursquoilscontiennent)

Des eacutequipements fixes des reacuteacteurs de recherche et des dispositifs expeacuterimentaux(boucles sous pression par exemple) peuvent ainsi ecirctre soumis aux dispositions de cetarrecircteacute Cet aspect ne sera pas deacuteveloppeacute dans le preacutesent ouvrage160

160 Le lecteur pourra cependant se reporter agrave lrsquoarticle tregraves complet de la revue Controcircle ndeg 186 de2010 intituleacute laquo Les eacutequipements sous pression nucleacuteaires dans les reacuteacteurs de recherche raquode F Koskas P Treacutemodeux D Bourguignon J Reuchet et D Acker CEA La plupart deseacutequipements des reacuteacteurs de recherche soumis agrave lrsquoarrecircteacute ESPN sont classeacutes N2 ou N3 Unepartie du circuit primaire du RJH a eacuteteacute classeacute N1

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Comme cela a eacuteteacute rappeleacute preacuteceacutedemment lrsquoexploitant de toute INB premierresponsable de la sucircreteacute de son installation doit justifier le caractegravere approprieacute desdispositions qursquoil met en œuvre pour assurer la sucircreteacute de son installation (laquo deacutemons-tration de sucircreteacute raquo) Ces justifications sont preacutesenteacutees dans un ensemble de documentssur la base desquelles les pouvoirs publics peuvent statuer sur les autorisationsneacutecessaires au fonctionnement des installations Ces documents sont

ndash le rapport de sucircreteacute qui deacutecrit lrsquoinstallation et preacutecise le dimensionnement de sessystegravemes structures et composants et les dispositions prises ou preacutevues drsquounepart pour preacutevenir les incidents et accidents drsquoautre part pour limiter lesconseacutequences de ceux qui pourraient neacuteanmoins se produire

ndash les regravegles geacuteneacuterales drsquoexploitation (RGE) document agrave caractegravere opeacuterationnel quiencadre les modaliteacutes drsquoexploitation en coheacuterence avec la justification preacutesenteacuteedans le rapport de sucircreteacute

ndash lrsquo laquo eacutetude drsquoimpact raquo qui justifie les dispositions prises ou preacutevues pour limiter leseffets sur le public et lrsquoenvironnement associeacutes au fonctionnement normal delrsquoinstallation

ndash le plan drsquourgence interne (PUI) qui deacutecrit lrsquoorganisation speacutecifique les moyens etles actions que lrsquoexploitant mettrait en œuvre en cas drsquoaccident affectantlrsquoinstallation ndash et susceptible de conduire agrave des rejets dans lrsquoenvironnement desubstances radioactives (ou chimiques)

ndash le plan de deacutemantegravelement qui preacutecise les dispositions geacuteneacuterales retenues parlrsquoexploitant dans la perspective de la mise agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif et du deacutemantegravelementde son installation

De surcroicirct lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire peut dans des conditions bien deacutefinies pardes deacutecisions agrave caractegravere regraveglementaire imposer agrave lrsquoexploitant des exigences speacutecifiquesrelatives agrave la sucircreteacute de son installation voire en cas de risques jugeacutes graves eteacuteventuellement imminents suspendre161 agrave titre provisoire et conservatoire lrsquoexploita-tion ou le fonctionnement drsquoune installation (agrave titre drsquoexemple peut ecirctre citeacute ladeacutecision162 prise en octobre 2009 de suspendre partiellement le fonctionnement delrsquoAtelier de technologie du plutonium (ATPu) agrave Cadarache)

Les documents de sucircreteacute des INB produits par les exploitants font lrsquoobjet drsquoun examenpar lrsquoASN qui sollicite reacuteguliegraverement dans ce cadre par saisie lrsquoavis technique de lrsquoIRSNainsi que pour les sujets les plus importants celui de groupes permanents drsquoexperts

LrsquoIRSN

Au sein du systegraveme franccedilais lrsquoIRSN possegravede un statut drsquoeacutetablissement public agravecaractegravere industriel et commercial (EPIC) dont les missions ont eacuteteacute preacuteciseacutees dans ledeacutecret ndeg 2002-254 du 22 feacutevrier 2002 puis dans le deacutecret ndeg 2016-283 du 10 mars 2016La loi TECV promulgueacutee le 17 aoucirct 2015 eacutevoqueacutee preacuteceacutedemment a poseacute les bases du

161 Preacutevu dans le deacutecret laquo proceacutedures raquo ndeg 2007-1557 du 2 novembre 2007162 Deacutecision ndeg 2009-DC-160 du 14 octobre 2009

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laquo systegraveme dual raquo des deux organismes indeacutependants que sont lrsquoASN et lrsquoIRSN et elle ainscrit dans le code de lrsquoenvironnement les missions de lrsquoIRSN

LrsquoIRSN relegraveve des cinq ministegraveres de tutelle chargeacutes de lrsquoenvironnement de lrsquoindus-trie de la recherche de la deacutefense et de la santeacute Il est lrsquoexpert principal des risquesnucleacuteaires et radiologiques tant pour les installations et activiteacutes civiles que pour cellesrelevant de la deacutefense nationale Il eacutevalue les expositions de lrsquohomme et de lrsquoenvironne-ment aux rayonnements ionisants et propose des mesures pour proteacuteger la population encas de survenue drsquoun accident Il concourt aussi aux politiques publiques en matiegravere desucircreteacute nucleacuteaire et de protection de la santeacute et de lrsquoenvironnement au regard desrayonnements ionisants comme agrave lrsquooccasion de la preacuteparation de la loi TECV

Lrsquoexpertise en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire est fondeacutee sur les connaissances scienti-fiques et techniques pour cela lrsquoIRSN consacre des moyens significatifs

ndash agrave la veille et agrave lrsquoanalyse du retour drsquoexpeacuterience des eacuteveacutenements qui surviennentnon seulement en France mais aussi dans le monde

ndash agrave des eacutetudes et agrave des travaux de recherche et deacuteveloppement163 y compris ledeacuteveloppement de logiciels de simulation

Les recherches neacutecessitant des moyens importants sont meneacutees en collaborationavec drsquoautres partenaires dans des cadres varieacutes (national europeacuteen international) enassociant eacuteventuellement des universiteacutes ou encore le CNRS

LrsquoIRSN emploie environ 1 700 agents dont 1 200 chercheurs et experts geacuteneacuteralistes etspeacutecialistes (meacutecanique criticiteacute et neutronique meacutecanique thermohydraulique sta-tistiques et probabiliteacutes incendie sciences de la terre meacutedecine biologie agronomiemeacutetrologiehellip) reacutepartis sur neuf sites

LrsquoIRSN srsquoimplique eacutegalement dans des deacutebats et seacuteminaires publics organiseacutes par lesCLI et lrsquoANCCLI ndash ainsi que par les Commission drsquoinformation (CI) pour les installationsnucleacuteaires inteacuteressant la deacutefense nationale

Agrave la demande de lrsquoautoriteacute concerneacutee (ASN DSND pour les installations inteacuteressant ladeacutefense) lrsquoIRSN examine les dossiers transmis par les exploitants et lui adresse ses avis etrecommandations Lrsquoexpertise de lrsquoIRSN est une aide agrave la deacutecision par la recherchedrsquoeacuteleacutements correspondant au meilleur eacutetat des connaissances techniques ou scientifi-ques dans des situations ougrave le deacutecideur est confronteacute agrave des questions pour lesquelles il nedispose pas directement des reacuteponses

Dans le cadre du laquo systegraveme dual raquo ASNIRSN la loi TECV a introduit lrsquoobligation pourlrsquoIRSN de publier deacutesormais ses avis drsquoexpertise en direct avant la position de lrsquoASN

Le rocircle de lrsquoIRSN srsquoinscrit dans un contexte reacuteglementaire mais ne se reacutesume pas agrave unesimple veacuterification de conformiteacute agrave la reacuteglementation Il consiste agrave donner un eacuteclairage

163 Lrsquoouvrage laquo Eacutetat des recherches dans le domaine de la sucircreteacute des reacuteacteurs agrave eau sous pression raquoCollection sciences et techniques IRSNEDP Sciences 2017 preacutesente un certain nombre detravaux de recherche et deacuteveloppements dans lesquels lrsquoIRSN srsquoest impliqueacute ndash depuis plus de40 ans pour certains drsquoentre eux

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technique apregraves un dialogue de mecircme nature avec les exploitants Cet eacuteclairage est fondeacutesur ses connaissances techniques ou scientifiques multiples et approfondies ndash issues duretour drsquoexpeacuterience des eacutetudes et des recherches ndash sur une analyse approfondie desdonneacutees et une capaciteacute agrave faire la synthegravese de diffeacuterentes contributions speacutecialiseacutees Unavis neacutecessite de prendre en compte diffeacuterentes composantes parfois a priori difficile-ment conciliables drsquoun problegraveme global LrsquoIRSN dans ses avis du fait de la diversiteacute deses compeacutetences joue un rocircle inteacutegrateur de ces diffeacuterentes composantes

Le dialogue technique avec les exploitants est indispensable drsquoune part pour valider lacompreacutehension que peuvent avoir les experts de lrsquoIRSN des questions de sucircreteacute ou deradioprotection telles que preacutesenteacutees dans les dossiers des exploitants drsquoautre part poureacuteviter une deacuterive irreacutealiste vers des demandes sans consistance technique ou opeacutera-tionnelle En outre le dialogue technique est un moyen de partager avec les exploitantsles preacuteoccupations de sucircreteacute

Les groupes permanents drsquoexperts

Pour certaines questions de sucircreteacute ou de radioprotection le neacutecessitant lrsquoASN srsquoappuiesur des groupes permanents drsquoexperts creacuteeacutes en 1972 puis plusieurs fois renouveleacutes Il existehuit groupes permanents drsquoexperts (GPE) chacun ayant son domaine de compeacutetences(reacuteacteurs [GPR] transports [GPT] usines [GPU] radioprotection des travailleurs et dupublic [GPRAD] radioprotection des professionnels de santeacute des patients et du public pourles applications meacutedicales des rayonnements ionisants ndash y compris pour les applicationsindustrielles et de recherche [GPMED] ndash deacutechets [GPD] eacutequipements sous pressionnucleacuteaires [GPESPN] et un nouveau en 2018 concernant le deacutemantegravelement [GPDEM])

Les groupes permanents drsquoexperts sont composeacutes de membres nommeacutes en raison deleurs compeacutetences propres Ils sont issus des milieux universitaires ainsi que des organismesdrsquoexpertise en particulier lrsquoIRSN de conception (AREVA-NP devenu Framatomehellip)drsquoexploitation (EDF CEA AREVA-NC devenu Oranohellip) ou de recherche (CEAhellip) concerneacutespar les sujets traiteacutes Depuis juin 2014 le pluralisme de ces instances a eacuteteacute renforceacute par lapreacutesence de repreacutesentants de la socieacuteteacute civile (membres de CLI repreacutesentants drsquoorgani-sations non gouvernementales [ONG] etc) Chaque groupe permanent peut eacutegalementfaire appel agrave toute personne (en France comme agrave lrsquointernational) reconnue pour sescompeacutetences particuliegraveres

Pour chacun des sujets traiteacutes les groupes permanents drsquoexperts deacutebattent geacuteneacuterale-ment sur la base des eacutevaluations meneacutees au preacutealable par lrsquoIRSN ou par la Direction deseacutequipements sous pression (DEP) dans le cas du GPESPN et que ceux-ci leur preacutesentent Ilsformalisent les conclusions de leurs examens par des avis et des recommandations agravelrsquoadresse de lrsquoASN qui les a saisis Les avis des groupes drsquoexperts agrave lrsquoASN sont rendus publics

Pour les reacuteacteurs de de recherche les groupes permanents drsquoexperts pouvant ecirctresolliciteacutes sont

ndash le plus couramment le groupe permanent drsquoexperts pour les reacuteacteurs nucleacuteaires(GPR)

ndash le groupe permanent drsquoexperts pour les eacutequipements sous pression nucleacuteaires(GPESPN)

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ndash le groupe permanent drsquoexperts pour les laboratoires et usines (GPU) lorsqursquoil srsquoagitdu management global de la sucircreteacute et de la radioprotection au sein du CEA ou dela mise agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif et au deacutemantegravelement de reacuteacteurs (en association avec leGPR)

63 Les eacutetapes-cleacutes dans la vie drsquoun reacuteacteurde recherche

Sur le plan administratif les eacutetapes-cleacutes de la laquo vie raquo drsquoun reacuteacteur de recherche sontsimilaires agrave celles relatives aux reacuteacteurs de puissance du parc eacutelectronucleacuteaire De faccedilonscheacutematique ces eacutetapes-cleacutes correspondent aux types drsquoautorisation ou de prescriptionsuivants (deacutecret dit laquo proceacutedures raquo)

ndash lrsquoautorisation de creacuteation initiale par deacutecret deacutelivreacutee sur la base drsquoun dossiercomprenant notamment une laquo eacutetude drsquoimpact raquo une version preacuteliminaire durapport de sucircreteacute ainsi qursquoune laquo eacutetude de maicirctrise des risques raquo preacutesenteacutee sousune forme approprieacutee pour les consultations locales et lrsquoenquecircte publique

ndash lrsquoautorisation de mise en service deacutelivreacutee par lrsquoASN sur la base notamment drsquounemise agrave jour du rapport de sucircreteacute drsquoun rapport de synthegravese des essais de deacutemarragede lrsquoinstallationhellip

ndash la laquo prescription raquo de deacutemantegravelement deacutelivreacutee par deacutecret apregraves enquecircte publiquesur la base drsquoun dossier speacutecifique comprenant notamment le plan de deacutemantegrave-lement actualiseacute lrsquolaquo eacutetude drsquoimpact raquo et le rapport de sucircreteacute mis agrave jour

Un reacuteacteur de recherche pouvant faire lrsquoobjet au cours de son exploitation demodifications substantielles ou notables de sa conception ou de son utilisation (nouveauxprogrammes expeacuterimentaux par exemple) des autorisations speacutecifiques peuvent ecirctreneacutecessaires jusques et y compris des modifications par deacutecret du deacutecret drsquoautorisation decreacuteation initial

Ces modifications substantielles ou notables peuvent entraicircner des peacuteriodes delaquo mise en veille raquo drsquoun reacuteacteur de recherche Agrave cet eacutegard la regraveglementation franccedilaiseprescrit qursquoune nouvelle autorisation par deacutecret est neacutecessaire en cas drsquointerruption defonctionnement drsquoune INB supeacuterieure agrave deux ans164 Les peacuteriodes de laquo mise en veille raquopeuvent faire lrsquoobjet de prescriptions speacutecifiques de faccedilon par exemple agrave assurer lapreacutesence drsquoun minimum de personnel pour mener les actions de surveillance approprieacuteesainsi que des controcircles et essais peacuteriodiques avec des freacutequences adapteacutees

164 Il est toutefois agrave noter que suite agrave la loi TECV ndeg 2015-992 du 17 aoucirct 2015 lrsquoarticle L 593-24 ducode de lrsquoenvironnement preacutevoit que laquo si une installation nucleacuteaire de base cesse de fonctionnerpendant une dureacutee continue supeacuterieure agrave deux ans son arrecirct est reacuteputeacute deacutefinitif Le ministre chargeacutede la sucircreteacute nucleacuteaire peut agrave la demande de lrsquoexploitant et par arrecircteacute motiveacute pris apregraves avis delrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire proroger de trois ans au plus cette dureacutee de deux ans Au terme de lapeacuteriode preacutevue au premier alineacutea du preacutesent article lrsquoexploitant de lrsquoinstallation nrsquoest plus autoriseacute agravela faire fonctionnerhellip raquo

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Pour les nouvelles INB la soumission drsquoun laquo dossier drsquooptions de sucircreteacute raquo est devenueune pratique courante Pour les reacuteacteurs de recherche elle peut srsquoappliquer nonseulement aux projets de nouveaux reacuteacteurs (cas du projet de reacuteacteur Jules Horowitz)mais aussi aux modifications de grande ampleur de reacuteacteurs en service (cas de lajouvence du reacuteacteur CABRI deacutecideacutee avec lrsquoinstallation de la boucle agrave eau sous pression)

Enfin il faut souligner que lrsquoobligation de proceacuteder peacuteriodiquement agrave un reacuteexamen dela sucircreteacute de leurs installations (en pratique tous les dix ans) inscrite dans la loi TSNsrsquoapplique aux exploitants de reacuteacteurs de recherche Sur le plan documentaire unreacuteexamen peacuteriodique de sucircreteacute est ponctueacute notamment de deux grands jalons mobi-lisant outre lrsquoexploitant au premier chef lrsquoASN et les experts (IRSN groupes permanentsdrsquoexperts)

ndash la transmission par lrsquoexploitant drsquoun laquo dossier drsquoorientation du reacuteexamen raquopreacutecisant le contour et lrsquoampleur de lrsquoexamen de conformiteacute et de la reacuteeacutevaluationde sucircreteacute proprement dite qursquoil compte mener (voir le paragraphe 92)

ndash agrave lrsquoissue des controcircles et des eacutetudes de reacuteeacutevaluation de sucircreteacute la transmission parlrsquoexploitant drsquoun dossier preacutesentant ses conclusions comprenant le cas eacutecheacuteantles ameacuteliorations qursquoil envisage pour ameacuteliorer la sucircreteacute de son installation

64 Le dispositif drsquoautorisations internesLe deacutecret ndeg 2007-1557 du 2 novembre 2007 (deacutecret dit laquo proceacutedures raquo) a preacutevu la

possibiliteacute pour un exploitant drsquoINB de mettre en place un dispositif drsquoautorisationsinternes le dispensant de deacuteclarer agrave lrsquoASN certaines modifications de moindre impor-tance portant sur lrsquoinstallation ou sur les regravegles geacuteneacuterales drsquoexploitation de celle-ciLrsquoexploitant doit pour cela en faire la demande en montrant qursquoil dispose drsquoun systegraveme decontrocircle interne preacutesentant des garanties de qualiteacute drsquoautonomie et de transparencesuffisantes et recueillir lrsquoaccord de lrsquoASN sur ce dispositif en preacutecisant

ndash la nature des modifications ou opeacuterations qui seront traiteacutees de cette faccedilon

ndash le processus mis en œuvre pour lrsquoapprobation des opeacuterations avec notamment unavis systeacutematique et preacutealable agrave toute opeacuteration drsquoune instance indeacutependante despersonnes directement en charge de lrsquoexploitation

ndash lrsquoidentification des personnes habiliteacutees agrave deacutelivrer les autorisations internes

ndash les modaliteacutes drsquoinformation peacuteriodique de lrsquoASN sur les opeacuterations envisageacutees oureacutealiseacutees

Les exigences relatives agrave un tel dispositif ont ensuite eacuteteacute preacuteciseacutees par lrsquoASN en 2008dans sa deacutecision ndeg 2008-DC-0106 du 11 juillet 2008

Agrave titre drsquoexemple le dispositif drsquoautorisations internes proposeacute par le CEA a eacuteteacuteapprouveacute en 2010 La deacutecision correspondante165 a preacuteciseacute explicitement les INBconcerneacutees la nature des modifications qui ne peuvent pas faire lrsquoobjet drsquoune autorisation

165 Deacutecision de lrsquoASN ndeg 2010-DC-0178 du 16 mars 2010

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interne et les critegraveres agrave respecter pour qursquoune modification puisse faire lrsquoobjet drsquouneautorisation interne La plupart des reacuteacteurs de recherche du CEA font partie de la listedes installations qui peuvent beacuteneacuteficier du dispositif drsquoautorisations internes approuveacuteen 2010

Dans ce cadre le CEA adresse semestriellement agrave lrsquoASN un programme preacutevisionneldes opeacuterations susceptibles de faire lrsquoobjet drsquoune autorisation interne dans lrsquoanneacutee quisuit en justifiant le traitement des opeacuterations correspondantes par le dispositif drsquoau-torisations internes Ces programmes sont examineacutes par lrsquoIRSN qui peut ecirctre ameneacute agraveformuler agrave lrsquoASN certaines reacuteserves quant au bien-fondeacute de lrsquoutilisation du dispositifdrsquoautorisations internes ou quant aux dispositions preacutevues par lrsquoexploitant concerneacute

Plus reacutecemment le deacutecret ndeg 2016-846 du 28 juin 2016 qui modifie le deacutecretlaquo proceacutedures raquo sur quelques points (modification arrecirct deacutefinitif et deacutemantegravelement desINB recours agrave la sous-traitance) instaure doreacutenavant deux reacutegimes pour tous lesexploitants drsquoINB

ndash un reacutegime de deacuteclaration pour les modifications mineures (et eacutevidemment quine remettent pas en cause le rapport de sucircreteacute ou lrsquolaquo eacutetude drsquoimpact raquo delrsquoinstallation) et dont la liste est fixeacutee par deacutecision de lrsquoASN en tenant compte dela nature de lrsquoinstallation et de lrsquoimportance des risques et inconveacutenients qursquoellepreacutesente des capaciteacutes techniques de lrsquoexploitant et des dispositions de controcircleinterne qursquoil met en place pour preacuteparer ces modifications

ndash un reacutegime drsquoautorisation pour les autres modifications

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Chapitre 7La sucircreteacute pour les reacuteacteurs

de recherche franccedilais

71 Principes concepts deacutemarches et objectifsgeacuteneacuteraux de sucircreteacute

Le preacutesent chapitre vise agrave exposer les principes concepts deacutemarches et objectifsgeacuteneacuteraux de sucircreteacute qui ont guideacute la conception et lrsquoexploitation des reacuteacteurs derecherche franccedilais Il vise aussi agrave souligner leurs eacutevolutions au fil du temps qui de faccedilongeacuteneacuterale ont conduit agrave un rapprochement avec les pratiques adopteacutees pour les reacuteacteurseacutelectronucleacuteaires y compris ceux relatifs au reacuteacteur EPR Quelques speacutecificiteacutes desreacuteacteurs de recherche seront mises en avant parmi lesquelles la plus notable est la priseen compte degraves la conception de certains reacuteacteurs de recherche franccedilais dans les anneacutees1960 drsquoaccidents impliquant une fusion de combustible

Les dispositions retenues en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire et de radioprotection pour laconception et lrsquoexploitation des reacuteacteurs nucleacuteaires qursquoils soient eacutelectrogegravenes ou derecherche doivent tendre agrave minimiser le nombre drsquoincidents limiter les possibiliteacutesdrsquoapparition drsquoaccidents et satisfaire un objectif fondamental en matiegravere de sucircreteacute telqursquoeacutenonceacute notamment dans le document SF-1 de lrsquoAIEA agrave savoir laquo proteacuteger les personneset lrsquoenvironnement contre les effets nocifs des rayonnements ionisants raquo Cet objectif estbien eacutevidemment inscrit dans la regraveglementation franccedilaise plus preacuteciseacutement dans le codede la santeacute publique (article L 1333-1) et dans le code de lrsquoenvironnement (L 110-1)

Les dispositions de conception visent de multiples aspects les caracteacuteristiquesintrinsegraveques du reacuteacteur (par exemple en matiegravere de neutronique du cœur) lrsquoarchitecture

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geacuteneacuterale des systegravemes les redondances et diversifications mateacuterielles les protectionscontre les agressions internes et externes les protections radiologiques le choix desfluides mis en œuvre et les dispositions de gestion et de traitement des effluents le choixdes mateacuteriaux etc Lrsquoadoption de pratiques eacuteprouveacutees pour la conception et la fabricationdes eacutequipements permet de beacuteneacuteficier drsquoun retour drsquoexpeacuterience favorable Lrsquoadoption desmeilleures techniques disponibles166 est aussi souhaitable dans la mesure ougrave elles sontapplicables agrave lrsquoinstallation concerneacutee

Le document SF-1 et en France les textes preacuteciteacutes ainsi que la loi TSN et lrsquoarrecircteacutelaquo INB raquo eacutenoncent eacutegalement un certain nombre de grands principes allant de laresponsabiliteacute premiegravere de lrsquoexploitant agrave la preacutevention des accidents et agrave la limitation deleurs conseacutequences srsquoils devaient neacuteanmoins survenir introduisant le principe de deacutefenseen profondeur

Lrsquoobjectif fondamental rappeleacute ci-dessus est geacuteneacuteralement deacuteclineacute en objectifsgeacuteneacuteraux de sucircreteacute exprimeacutes de faccedilon qualitative agrave lrsquoeacutegard des diffeacuterents eacuteveacutenementseacutetudieacutes pour une installation selon leurs freacutequences estimeacutees drsquooccurrence Pour le projetdu reacuteacteur Jules Horowitz ils ont eacuteteacute formuleacutes de maniegravere globalement similaire agrave celleadopteacutee par exemple pour lrsquoEPR Ainsi pour les incidents les plus freacutequents envisageablesil doit ecirctre fait en sorte que leurs conseacutequences non seulement ne neacutecessitent aucunecontre-mesure pour les personnes du public et pour lrsquoenvironnement mais restent aussidans lrsquoenveloppe des autorisations de rejets gazeux et liquides Pour les accidents les plusgraves eacutetudieacutes avec fusion du cœur il doit ecirctre fait en sorte que leurs conseacutequences neneacutecessitent qursquoun recours agrave des contre-mesures tregraves limiteacutees pour les personnes dupublic et pour lrsquoenvironnement en termes drsquoeacutetendue et de dureacutee (pas de relogementpermanent pas drsquoeacutevacuation drsquourgence au-delagrave du voisinage immeacutediat de lrsquoinstallationmise agrave lrsquoabri limiteacuteehellip) En drsquoautres termes167 il convient drsquoeacuteviter

ndash les rejets radioactifs preacutecoces qui imposeraient des mesures drsquourgence hors du sitemais sans qursquoil y ait assez de temps pour les mettre en œuvre

ndash les rejets radioactifs de grande ampleur qui imposeraient des mesures de pro-tection qui ne pourraient pas ecirctre (suffisamment) limiteacutees dans lrsquoespace ou dans letemps

Certains aspects de ces objectifs geacuteneacuteraux de sucircreteacute sont deacuteveloppeacutes au paragraphe 714

Les reacuteacteurs de recherche comme les reacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires preacutesentent desrisques associeacutes aux matiegraveres radioactives qursquoils mettent en œuvre Des rayonnementsionisants sont eacutemis lors des reacuteactions de fission ainsi que par les produits radioactifsformeacutes lors de ces reacuteactions de fission ou par activation La premiegravere voie possibledrsquoexposition est lrsquoirradiation directe par la source radioactive que constitue le reacuteacteurnucleacuteaire ou les circuits associeacutes Pour srsquoen proteacuteger des dispositions sont mises en œuvre

166 Cette notion est preacuteciseacutee dans lrsquoannexe I de lrsquoarrecircteacute du 26 avril 2011 relatif agrave la mise en œuvre desmeilleures techniques disponibles preacutevue par lrsquoarticle R 512-8 du code de lrsquoenvironnement

167 Ces objectifs seront formaliseacutes dans la Directive 201487EURATOM du Conseil du 8 juillet 2014modifiant la directive 200771Euratom eacutetablissant un cadre communautaire pour la sucircreteacutenucleacuteaire des installations nucleacuteaires

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(eacuteloignement de la source mise en place de mateacuteriaux absorbants tels que le plomb lebeacuteton ou lrsquoeau) Une autre voie possible drsquoexposition est la contamination reacutesultant drsquounedispersion de substances radioactives dans lrsquoatmosphegravere Les dispositions prises pourassurer le confinement de ces substances dans les conditions normales ou accidentellesde fonctionnement sont agrave cet eacutegard fondamentales

La sucircreteacute drsquoun reacuteacteur de recherche repose sur diffeacuterents principes concepts etdeacutemarches qui ne sont pas en eux-mecircmes speacutecifiques drsquoun tel reacuteacteur

ndash lrsquointerposition de plusieurs laquo barriegraveres raquo physiques de confinement entre lessubstances radioactives drsquoune part les travailleurs les personnes du public etlrsquoenvironnement drsquoautre part visant agrave assurer le confinement de ces substancesAinsi agrave lrsquoeacutegard des substances radioactives du cœur du reacuteacteur les laquo barriegraveres raquosont geacuteneacuteralement au nombre de trois (des speacutecificiteacutes seront signaleacutees plus loinpour des reacuteacteurs de recherche)

les gaines des eacuteleacutements combustibles

lrsquoenveloppe du circuit de refroidissement du cœur ou de la piscine du reacuteacteur

le bacirctiment abritant le cœur du reacuteacteur

ndash la mise en place de dispositions permettant drsquoassurer les trois fonctions fonda-mentales de sucircreteacute168 que sont

la maicirctrise des reacuteactions nucleacuteaires en chaicircne

lrsquoeacutevacuation de la puissance thermique issue des substances radioactives et desreacuteactions nucleacuteaires

le confinement des substances radioactives

ndash lrsquoadoption pour les systegravemes les plus importants pour la sucircreteacute (visant notam-ment agrave assurer les deux premiegraveres fonctions fondamentales de sucircreteacute) drsquounprincipe de redondance voire de diversification technologique de faccedilon agrave obtenirune fiabiliteacute adeacutequate pour ces systegravemes Cela est notamment le cas pour lessystegravemes de protection et de sauvegarde drsquoun reacuteacteur (qui interviennent dans ladeacutefense en profondeur)

ndash lrsquoadoption drsquoune deacutemarche de sucircreteacute deacuteterministe169 fondeacutee sur une analyseinteacutegrant des conservatismes approprieacutes drsquoun certain nombre drsquoeacuteveacutenements170

postuleacutes (lieacutes agrave des deacutefaillances propres de lrsquoinstallation [erreurs humaines comprises]

168 Les deux premiegraveres de ces trois fonctions de sucircreteacute contribuant agrave la tenue des laquo barriegraveres raquo deconfinement

169 Deacutemarche qui au fil de ses eacutevolutions a pris en compte de faccedilon indirecte des consideacuterationsprobabilistes notamment par le classement des conditions de fonctionnement en cateacutegories selonla freacutequence (ou probabiliteacute) estimeacutee des initiateurs les regravegles drsquoeacutetudes en deacutependent (cumul ounon drsquoune deacutefaillance unique faccedilon de prendre en compte les incertitudes critegraveres agrave respecterpour les eacutequipementshellip)

170 Eacuteveacutenements initiateurs postuleacutes dans les documents de lrsquoAIEA eacuteveacutenements deacuteclencheurs dans laregraveglementation franccedilaise

La sucircreteacute pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais 119

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agrave des agressions internes ou externes ndash voir le paragraphe 712) mecircme si des eacutetudesprobabilistes peuvent apporter des eacuteclairages utiles (voir plus loin) La deacuteclinaison auxreacuteacteurs de recherche de la deacutemarche deacuteterministe neacutecessite toutefois des analysesau cas par cas (notamment pour ce qui concerne lrsquoeacutetablissement de la liste deseacuteveacutenements postuleacutes) compte tenu des risques tregraves varieacutes que preacutesentent cesreacuteacteurs

Il est donc rechercheacute que lrsquoeacutetancheacuteiteacute des gaines des eacuteleacutements combustibles (plaquescrayons) tregraves souvent reacutealiseacutes en alliage drsquoaluminium soit assureacutee au moins dans lessituations correspondant aux eacuteveacutenements postuleacutes dont la freacutequence estimeacutee est la pluseacuteleveacutee Cela suppose que les transferts de chaleur entre le combustible et le caloporteursoient maicirctriseacutes (ou plus preacuteciseacutement le rapport entre la puissance deacutegageacutee par lecombustible et le deacutebit du fluide de refroidissement) faute de quoi les tempeacuteratures desgaines srsquoaccroicirctraient irreacutemeacutediablement jusqursquoagrave entraicircner leur deacuteformation leur rupturevoire leur fusion (lrsquoaluminium fond agrave 660 degC)

Par ailleurs le cœur drsquoun reacuteacteur est susceptible drsquoecirctre le siegravege drsquoaugmentationsimportantes ou de pics de puissance Si la reacuteaction en chaicircne nrsquoest pas maicirctriseacutee ledeacutegagement drsquoeacutenergie peut alors conduire agrave la fusion du combustible

Il est rappeleacute que dans un reacuteacteur nucleacuteaire la maicirctrise de la reacuteactiviteacute repose surdeux types drsquoeacuteleacutements

ndash les caracteacuteristiques neutroniques intrinsegraveques au cœur lieacutees notamment agrave lanature du combustible et agrave celle du fluide reacutefrigeacuterant ainsi qursquoagrave la geacuteomeacutetrie ducœur (qui deacutetermine notamment les fuites neutroniques) proportion de neutronsdiffeacutereacutes (noteacutee β et exprimeacutee en pcm) contre-reacuteactions lieacutees agrave lrsquoeffet Doppler dansle combustible et agrave lrsquoeffet de dilatation ou de contraction des structures et dufluide reacutefrigeacuteranthellip Agrave titre drsquoillustration quelques valeurs de ces caracteacuteristiquessont donneacutees au paragraphe 72 pour diffeacuterents types de reacuteacteurs de rechercheet de reacuteacteurs de puissance

ndash des eacuteleacutements ajouteacutes (barres plaques) agrave base de mateacuteriaux absorbant lesneutrons qui peuvent ecirctre inseacutereacutes ou retireacutes du cœur manuellement ou auto-matiquement en cas de deacutepassement de seuils associeacutes agrave certains paramegravetres defonctionnement du reacuteacteur

Les choix et les eacutetudes de conception doivent viser agrave ce que ces eacuteleacutements permettentdrsquoassurer le meilleur comportement possible du reacuteacteur en cas de perturbations tellesque par exemple des insertions de reacuteactiviteacute Lrsquoobjectif est drsquoeacuteviter autant que possibleune prompte-criticiteacute171 et drsquoassurer dans les situations drsquoarrecirct avec les absorbantsinseacutereacutes dans le cœur (hormis quelques absorbants de seacutecuriteacute que lrsquoon maintient enposition extraite172) une marge suffisante (reacuteactiviteacute neacutegative ou antireacuteactiviteacute) parrapport agrave lrsquoatteinte drsquoun eacutetat critique De plus il doit ecirctre fait en sorte (par le nombre

171 La prompte-criticiteacute est atteinte si la reacuteactiviteacute du cœur contre-reacuteactions prises en comptedevient supeacuterieure agrave la proportion de neutrons diffeacutereacutes

172 Par exemple pour pouvoir apporter de lrsquoantireacuteactiviteacute en cas drsquoerreur lors drsquoun rechargement decœur

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drsquoabsorbants et le laquo poids raquo en reacuteactiviteacute de chacune drsquoentre elles) que lorsqursquoun arrecirct dureacuteacteur est provoqueacute cet arrecirct puisse ecirctre assureacute mecircme en cas de non-chute delrsquoabsorbant le plus efficace

711 Le principe de deacutefense en profondeur appliqueacuteaux reacuteacteurs de recherche

Le principe de deacutefense en profondeur a eacuteteacute preacutesenteacute dans ses grandes lignesau chapitre 3

Certaines particulariteacutes de la deacutefense en profondeur pour les reacuteacteurs de recherchemeacuteritent toutefois drsquoecirctre deacuteveloppeacutees ici

ndash le premier niveau de la deacutefense en profondeur qui vise agrave preacutevenir les anomalies defonctionnement et les deacutefaillances des structures systegravemes et composants (SSC)suppose notamment la qualiteacute de la conception de la fabrication de ces SSC et delrsquoexploitation du reacuteacteur (y compris la maintenance preacuteventive) Le maintien decette qualiteacute peut neacutecessiter une attention particuliegravere pour les reacuteacteurs derecherche173 pour plusieurs raisons

leur dureacutee drsquoexploitation peut ecirctre importante et faire lrsquoobjet de demandesdrsquoextension au-delagrave de ce qui avait eacuteteacute preacutevu lors de la conception

de ce fait les risques associeacutes au vieillissement des mateacuteriels et agrave leurobsolescence peuvent ecirctre agrave redouter

le neacutecessaire renouvellement du personnel drsquoexploitation comporte des risquesde deacutefaillances dans la transmission des connaissances cela pouvant conduire agravelrsquoeacutemergence drsquoerreurs drsquoexploitation voire drsquoeacuteveacutenements parfois significatifs174

les reacuteacteurs de recherche peuvent connaicirctre des phases drsquoinutilisation aveceacuteventuellement une reacuteduction des opeacuterations de surveillance et de maintenance

ndash concernant les deuxiegraveme et troisiegraveme niveaux de la deacutefense en profondeur lafaible pression du fluide de refroidissement du cœur (fluide primaire) dans laplupart des reacuteacteurs de recherche permet drsquoeacuteviter la mise en place de circuitsdrsquoinjection de seacutecuriteacute175 Seul le reacuteacteur Jules Horowitz dispose drsquoun circuit de cetype compte tenu de la densiteacute de puissance dans le cœur et de la pression du

173 Les eacuteleacutements qui suivent peuvent concerner aussi drsquoautres installations nucleacuteaires notamment lesreacuteacteurs de puissance pour lesquels une extension de leur dureacutee drsquoexploitation est envisageacutee Leniveau drsquoattention agrave porter agrave ces sujets est bien eacutevidemment agrave ajuster selon une approchegradueacutee en fonction des risques preacutesenteacutes par lrsquoinstallation eacutetudieacutee

174 Cette preacuteoccupation a notamment concerneacute le reacuteacteur PHENIX agrave lrsquooccasion de la reprise de sonfonctionnement au deacutebut des anneacutees 2000 apregraves une longue peacuteriode drsquoarrecirct pour des travaux dejouvence et drsquoameacutelioration de la sucircreteacute Du fait de lrsquouniciteacute de certains reacuteacteurs de recherche unmaintien des connaissances et des compeacutetences sur site paraicirct aussi indispensable sur les aspectslieacutes aux eacutetudes de conception agrave la construction et aux essais de deacutemarrage

175 Mecircme si les reacuteacteurs de recherche disposent de circuits drsquoappoint drsquoeau ou de mise encommunication de capaciteacutes drsquoeau

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fluide primaire (une dizaine de bars agrave lrsquoentreacutee du cœur) Pour beaucoup dereacuteacteurs de recherche leurs caracteacuteristiques intrinsegraveques permettent un refroi-dissement par convection naturelle

ndash concernant le quatriegraveme niveau de la deacutefense en profondeur pour un grandnombre de reacuteacteurs de recherche un accident de reacutefeacuterence avec fusion decombustible a eacuteteacute retenu pour le dimensionnement ndash ou la veacuterification drsquoundimensionnement approprieacute176 ndash de la piscine du reacuteacteur des superstructures dubacirctiment du reacuteacteur des systegravemes de ventilation et de filtration Ce sujet estdeacuteveloppeacute plus loin dans ce chapitre

Par ailleurs certains reacuteacteurs de recherche ont eacuteteacute construits dans des zones qui sesont progressivement urbaniseacutees ce qui accroicirct lrsquoattention agrave porter agrave la reacuteduction desconseacutequences de situations accidentelles et agrave lrsquoadeacutequation des plans drsquourgence Cela peutconstituer une condition agrave leur poursuite drsquoexploitation

En France diffeacuterents codes de conception et de construction peuvent ecirctre utiliseacutes ouservir de reacutefeacuterence (pour ceux qui visent formellement les reacuteacteurs agrave eau sous pression)pour un projet de reacuteacteur de recherche et de ses dispositifs associeacutes ou pour desmodifications agrave apporter agrave un reacuteacteur de recherche existant (nouveau dispositifexpeacuterimental modifications apporteacutees dans le cadre drsquoun reacuteexamen de sucircreteacutehellip) Agravecet eacutegard le RCC-MRx eacutelaboreacute par le CEA et des industriels est appliqueacute aux mateacuterielsmeacutecaniques du reacuteacteur Jules Horowitz (voir le focus ci-apregraves) Les RCC-E (regravegles deconception et de construction des eacutequipements eacutelectriques et de controcircle commande desilots nucleacuteaires des reacuteacteurs agrave eau sous pression) et RCC-CW (regravegles de conception et deconstruction du geacutenie-civil des ilots nucleacuteaires des reacuteacteurs agrave eau sous pression) peuventservir de reacutefeacuterence pour les reacuteacteurs de recherche

Des regravegles de conception et de construction codifieacutees pour lesmateacuteriels meacutecaniques applicables notamment aux reacuteacteurs

de recherche le RCC-MRx177

Le laquo code raquo RCC-MRx reacutealise depuis 2009 la fusion de deux documents

ndash le RCC-MR deacuteveloppeacute agrave partir de 1985 pour les reacuteacteurs agrave neutronsrapides (RNR) refroidis au sodium (reacuteacteurs fonctionnant agrave tempeacuteratureseacuteleveacutees jusqursquoagrave plus de 500 degC en fonctionnement normal)

ndash le RCC-MX deacuteveloppeacute agrave partir de 1998 par le CEA AREVA-TA etAREVA-NP pour les besoins speacutecifiques du projet de reacuteacteur Jules

176 Eu eacutegard aux conseacutequences radiologiques possibles drsquoun tel accident177 Drsquoapregraves le site internet de lrsquoAFCEN La version du RCC-MRx viseacutee ici est celle de 2015 la plus

reacutecente agrave la date de la finalisation du preacutesent ouvrage

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Horowitz (reacuteacteur et ses auxiliaires dispositifs expeacuterimentaux associeacutes) ndashet eacutegalement utilisable pour la conception et la construction de mateacuteriels oudispositifs pour des reacuteacteurs de recherche en exploitation

Le RCC-MRx eacutelargit le domaine drsquoapplications possibles aux reacuteacteurs de fusionnucleacuteaire (projet ITER par exemple) Il fournit des regravegles pour les composantsmeacutecaniques solliciteacutes dans le domaine du fluage significatif (RNR) ou de lrsquoirradiationsignificative (RNR reacuteacteurs de recherche et leurs dispositifs expeacuterimentaux)Il fournit les caracteacuteristiques meacutecaniques drsquoun panel eacutetendu de mateacuteriaux (aciersalliages 800 alliages drsquoaluminium et de zirconium permettant de reacutepondre aux besoinsde transparence aux neutrons pour les reacuteacteurs de recherche) des regravegles de dimen-sionnement des coques minces et des caissons de nouveaux proceacutedeacutes de soudage(par faisceau drsquoeacutelectron laser diffusionhellip) etc

La version de 2015 du RCC-MRx integravegre le retour drsquoexpeacuterience conseacutecutifagrave lrsquoutilisation des eacuteditions preacuteceacutedentes en particulier dans le cadre des projetscomme celui du reacuteacteur Jules Horowitz il srsquoagit en particulier du retourdrsquoexpeacuterience sur le controcircle et les proceacutedeacutes de soudage des alliagesdrsquoaluminium

Lors de son eacutelaboration et de ses mises agrave jour une attention particuliegravere est porteacutee agravela coheacuterence du RCC-MRx avec les autres laquo reacutefeacuterentiels raquo qui interagissent avec lui RCC-M textes officiels franccedilais normes europeacuteennes et internationales

Quelques-uns des sujets traiteacutes dans le RCC-MRx sont indiqueacutes ci-apregraves

1 INTRODUCTION

Domaine drsquoapplication du code Regraveglementation franccedilaise ESPESPN hellip

2 MATERIAUX - NUANCE PRODUIT APPROVISIONNEMENT

Choix des mateacuteriaux Conditions drsquoapprovisionnement des produits

Speacutecifications techniques de reacutefeacuterence Approvisionnement selon les normes de reacutefeacuterence hellip

3 CONCEPTION - ANALYSE

Regravegles geacuteneacuterales de conception

Regravegles geacuteneacuterales drsquoanalyse Regravegles de conception des reacutecipients des supports des pompes des robinets

des tuyauteries des soufflets des structures caissonneacutees des eacutechangeurs

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4 CARACTERISTIQUES DES MATERIAUX (ANNEXE A3) ET DESJOINTS SOUDES (ANNEXE A9)

5 METHODES DE CONTROLE

Essais meacutecaniques physiques chimiques

Examen par ultrasons Examen par radiographie Examen par ressuage Meacutethodes de deacutetection des fuites

6 SOUDAGE

Recette des produits drsquoapport Qualification des produits drsquoapport Qualification du mode opeacuteratoire de soudage

Qualification des soudeurs Qualification technique des ateliers de fabrication

Reacutealisation des soudures laquo de production raquo Rechargements durs par fusion sur les aciers Essais meacutecaniques

Particulariteacutes lieacutees au soudage des alliages drsquoaluminium et de zirconium hellip

7 FABRICATION

Proceacutedeacutes de marquage Deacutecoupe et reacuteparation sans soudage

Formage et toleacuterances dimensionnelles Traitement de surface Propreteacute Assemblages meacutecaniques visseacutes ou braseacutes Traitements thermiques

hellip

712 Eacuteveacutenements retenus pour la conception et ladeacutemonstration de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche

La conception drsquoun reacuteacteur de recherche et la deacutemonstration de la sucircreteacute associeacuteereposent notamment sur lrsquoidentification de tous les eacuteveacutenements (deacutefaillances internesagressions internes ou externes) susceptibles drsquoaffecter lrsquoinstallation Toutefois en

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fonction de lrsquoeacuteveacutenement consideacutereacute la freacutequence estimeacutee de lrsquoeacuteveacutenement est plus oumoins eacuteleveacutee Par exemple la rupture complegravete drsquoune tuyauterie est consideacutereacutee commemoins probable qursquoune fuite modeacutereacutee de cette tuyauterie

Pour ce qui concerne les eacuteveacutenements correspondant agrave des deacutefaillances internespropres agrave lrsquoinstallation ou agrave des erreurs drsquoopeacuterateur cela a conduit pour les reacuteacteurs derecherche les plus anciens agrave en retenir un petit nombre ayant un caractegravere enveloppe ethieacuterarchiseacutes globalement en trois grandes cateacutegories agrave savoir les eacuteveacutenements normauxles incidents et les accidents

Pour les reacuteacteurs de recherche plus reacutecents ou lors des reacuteexamens de sucircreteacute des plusanciens par similitude avec les pratiques adopteacutees pour les reacuteacteurs de puissance il estretenu un certain nombre (jusqursquoagrave quelques dizaines) de laquo conditions de fonctionnement raquoenveloppes pour lrsquoinstallation classeacutees dans quatre cateacutegories en fonction de lafreacutequence drsquooccurrence estimeacutee de la famille178 drsquoeacuteveacutenements initiateurs qursquoellescouvrent

Le tableau 71 agrave la fin de ce paragraphe preacutesente les diffeacuterentes cateacutegories deconditions de fonctionnement avec agrave titre drsquoillustration quelques-unes des conditions defonctionnement drsquoun reacuteacteur agrave canaux neutroniques

Lrsquoeacutetude des diffeacuterentes laquo conditions de fonctionnement raquo permet notamment dedeacuteterminer diffeacuterents chargements thermomeacutecaniques sur les mateacuteriels de lrsquoinstallationappeleacutes laquo situations de dimensionnement raquo eacutegalement reacutepartis en cateacutegories Ledimensionnement des mateacuteriels consiste agrave veacuterifier ou agrave faire en sorte que par des choixde conception pour ces mateacuteriels les critegraveres de codes de conception et de construction(par exemple le RCC-MRx) choisis en fonction de la cateacutegorie de la laquo situation dedimensionnement raquo eacutetudieacutee sont satisfaits Les critegraveres choisis deacutependent eacutegalementdrsquoautres consideacuterations lrsquoimportance pour la sucircreteacute du mateacuteriel eacutetudieacute (son classementde sucircreteacute) et son rocircle (actif ou passif) dans la situation consideacutereacutee

Des laquo limites de service raquo pour le combustible du cœur drsquoun reacuteacteur derecherche sont geacuteneacuteralement associeacutees aux diffeacuterentes cateacutegories de laquo conditions defonctionnement raquo Il doit ecirctre en particulier viseacute que les conditions de fonctionne-ment de 1egravere et de 2e cateacutegories (conditions normales de fonctionnement ettransitoires freacutequents) ne conduisent ni agrave la perte drsquoeacutetancheacuteiteacute des gaines ni agrave lafusion de combustible

La deacutemarche se reacutefeacuterant agrave des cateacutegories de laquo conditions de fonctionnement raquo nrsquoa eacuteteacuteveacuteritablement mise en œuvre pour les reacuteacteurs de recherche qursquoagrave partir des anneacutees2000 Le premier cas drsquoapplication concret a concerneacute le reacuteacteur CABRI dans le cadre delrsquoinstallation drsquoune boucle agrave eau sous pression (BEP) et drsquoune reacuteeacutevaluation de sucircreteacutecomplegravete du reacuteacteur Le reacuteacteur Jules Horowitz a ensuite fait lrsquoobjet drsquoune

178 Eacuteveacutenements lieacutes agrave la reacuteactiviteacute neutronique du cœur eacuteveacutenements lieacutes au refroidissement dureacuteacteur etc Le tableau 33 dans la premiegravere partie du preacutesent ouvrage fait apparaicirctre deseacuteveacutenements regroupeacutes par familles

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telle deacutemarche mise en œuvre au stade de la demande drsquoautorisation de creacuteationcorrespondante Cette deacutemarche a aussi eacuteteacute suivie pour la jouvence du reacuteacteur CABRI

Une speacutecificiteacute des reacuteacteurs de recherche concerne lrsquoeacutetablissement des laquo conditionsde fonctionnement raquo de premiegravere cateacutegorie dites normales car outre le fonctionnementstable du reacuteacteur ainsi que les transitoires normaux de deacutemarrage et drsquoarrecirct du reacuteacteuril convient de prendre en compte tous les transitoires (normaux) associeacutes agrave la reacutealisationdes expeacuteriences drsquoirradiation envisageacutees Or il nrsquoest pas toujours possible pour unconcepteur ou un exploitant de disposer au moment des eacutetudes de conception drsquounreacuteacteur de recherche drsquoun programme suffisamment deacutetailleacute des expeacuteriences qui yseront reacutealiseacutees La deacutemarche adopteacutee consiste alors agrave deacutefinir un domaine suffisammentenveloppe de transitoires normaux pour les expeacuteriences envisageables en termesdrsquoeacutevolutions temporelles pour le reacuteacteur de tempeacuteratures des fluides dans les diffeacuterentscircuits du reacuteacteur de pressions dans ces circuits de deacutebits des fluides de fluxneutronique dans le cœur etc

En outre pour lrsquoeacutetablissement de la liste des incidents et des accidents drsquoun reacuteacteurde recherche ou des laquo conditions de fonctionnement raquo de deuxiegraveme de troisiegraveme et dequatriegraveme cateacutegories les possibiliteacutes de deacutefaillances ou drsquoerreurs lors du deacuteroulement desexpeacuteriences qui pourraient avoir des conseacutequences sur le reacuteacteur lui-mecircme sont agraveprendre en compte ce qui peut poser quelques difficulteacutes si les diffeacuterents types dedispositifs expeacuterimentaux envisageacutes pour le reacuteacteur ne sont pas encore totalementdeacutefinis

Le sujet des interactions entre un reacuteacteur de recherche et les dispositifs expeacuteri-mentaux qui lui sont associeacutes a fait lrsquoobjet de nombreux eacutechanges techniques dans lesanneacutees 2000 entre le CEA lrsquoASN et lrsquoIRSN agrave lrsquooccasion de lrsquoeacutetablissement par le CEA etpour son propre usage drsquoun guide de conception des dispositifs expeacuterimentaux Lrsquoeacuteta-blissement drsquoun tel guide eacutetait en outre pour lrsquoASN une condition agrave lrsquoinstauration drsquounsystegraveme drsquoautorisations internes179 au sein du CEA Lrsquoobjectif de ce guide eacutetait deformaliser quelques grands principes et une deacutemarche drsquoanalyse agrave adopter pour laconception de dispositifs expeacuterimentaux tout particuliegraverement cela en fonction de diffeacute-rents eacuteleacutements risques potentiels preacutesenteacutes par le dispositif nombre et la robustesse deslaquo barriegraveres raquo seacuteparant la zone drsquoessai au sein de ce dispositif et le cœur du reacuteacteur180systegravemes drsquoaccrochage et drsquoanti-envol181 du dispositif

Dans ce guide tel qursquoil a eacuteteacute mis au point en janvier 2007 la deacutemarche drsquoanalysepreacuteconiseacutee srsquoappuie sur une approche utilisant le concept de laquo lignes de deacutefense182 raquo Le

179 Notion preacuteciseacutee au paragraphe 64180 Sachant que lrsquoune des contraintes est drsquoobtenir une seacuteparation suffisamment transparente aux

neutrons entre le cœur du reacuteacteur et la zone drsquoessai181 Cela concerne par exemple les dispositifs expeacuterimentaux qui sont de nature en cas de

deacuteplacement vertical intempestif voire drsquoeacutejection agrave apporter un surcroicirct de reacuteactiviteacute au cœurUn tel eacuteveacutenement peut ecirctre naturellement la conseacutequence de pheacutenomegravenes eacutenergeacutetiques pouvantsurvenir ndash voire mecircme ecirctre rechercheacutes ndash au sein du dispositif selon les objectifs drsquoune expeacuteriencemeneacutee avec ce dispositif

182 Voir plus loin le nota 189 au paragraphe 712

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guide deacutefinit en outre les regravegles permettant au CEA drsquoautoriser en interne la mise en placedrsquoun nouveau dispositif expeacuterimental dans un de ses reacuteacteurs de recherche

De faccedilon geacuteneacuterale le guide a permis drsquoameacuteliorer et de faciliter les analyses et lesexpertises de sucircreteacute des dispositifs expeacuterimentaux Si lrsquoASN ne srsquoest pas formellementprononceacutee sur ce guide ndash qui neacuteanmoins avait fait lrsquoobjet drsquoeacutechanges avec elle (notam-ment sous la forme de reacuteunions de travail) ndash elle en a fait eacutetat dans son autorisation auCEA de mettre en place son systegraveme drsquoautorisations internes notamment lrsquoorganisationassocieacutee

Ce qui vient drsquoecirctre preacutesenteacute concerne seule la sucircreteacute de fonctionnement dureacuteacteur (avec ses dispositifs expeacuterimentaux) Il ne faut pas oublier que lrsquoenvironne-ment du reacuteacteur peut ecirctre une source drsquolaquo agressions raquo susceptibles drsquoaffecter lesinstallations En fait deux types drsquoagressions sont consideacutereacutes les agressions internesqui ont leur origine agrave lrsquointeacuterieur de celles-ci telles qursquoun incendie par exemple et lesagressions externes telles qursquoun seacuteisme ou lrsquoimpact drsquoun avion Toutes les sourcespossibles drsquoagressions doivent ecirctre identifieacutees et traiteacutees pour la conception dureacuteacteur et pour la deacutemonstration de sucircreteacute associeacutee En particulier les agressionsexternes deacuteterminent eacutegalement des laquo situations de dimensionnement raquo pour leseacutequipements plus souvent deacutenommeacutees laquo cas de charge raquo lrsquoobjectif geacuteneacuteral retenu agravelrsquoeacutegard des agressions eacutetant qursquoelles ne compromettent pas la disponibiliteacute desfonctions fondamentales de sucircreteacute en deacutepit des effets directs et indirects de cesagressions

Ainsi comme pour les reacuteacteurs agrave eau sous pression du parc eacutelectronucleacuteairelrsquoapproche laquo cas de charge raquo a eacuteteacute compleacuteteacutee (lors de reacuteexamens de sucircreteacute ou pourles nouveaux projets de reacuteacteurs de recherche) par la mise en œuvre drsquoune approchelaquo seacuteisme-eacuteveacutenement raquo consistant agrave prendre en compte le fait qursquoun seacuteisme peut ecirctre agravelrsquoorigine drsquoautres agressions internes par deacutefaillance drsquoeacutequipements non dimensionneacutesaux seacuteismes Il est agrave noter que dans le principe une telle approche peut ecirctre pertinentepour drsquoautres agressions que le seacuteisme Lrsquoapproche conduit agrave

ndash identifier les eacutequipements non dimensionneacutes aux seacuteismes

ndash eacutetudier les conseacutequences de leur deacutefaillance en cas de seacuteisme dans le butnotamment de savoir si elles peuvent mettre en cause les exigences fonctionnellesdrsquoeacutequipements dimensionneacutes aux seacuteismes et permettant lrsquoaccomplissement desfonctions fondamentales de sucircreteacute

ndash si cela est le cas deacutecider des eacuteventuelles dispositions agrave prendre renforcer deseacutequipements non dimensionneacutes aux seacuteismes proteacuteger des eacutequipements impor-tants pouvant ecirctre agresseacutes

Par ailleurs il est postuleacute qursquoun seacuteisme entraicircne la perte des sources eacutelectriquesexternes183 (perte du reacuteseau)

183 MDT ou MDTE manque de tension externe

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Comme pour les reacuteacteurs de puissance du parc eacutelectronucleacuteaire un domainecompleacutementaire de conditions de fonctionnement correspondant agrave des deacutefaillancesmultiples ou agrave des cumuls drsquoeacuteveacutenements qui peuvent ecirctre de tregraves faible probabiliteacuteest doreacutenavant pris en compte pour la conception et la deacutemonstration de sucircreteacute desreacuteacteurs de recherche Par exemple une perte totale des alimentations eacutelectriques184un seacuteisme majoreacute de seacutecuriteacute185 supposeacute survenir alors qursquoune charge (lourde) est encours de manutention dans le bacirctiment du reacuteacteur ndash avec comme exigence la non-chutede cette charge ndash etc Agrave cet eacutegard le concepteur du reacuteacteur Jules Horowitz utiliselrsquoexpression laquo situations de limitation du risque raquo (SLR) ces situations comprenantnotamment des laquo accidents graves maicirctriseacutes raquo (AGM) relevant du quatriegraveme niveau de ladeacutefense en profondeur

Enfin comme pour les reacuteacteurs du parc eacutelectronucleacuteaire une attention particuliegraveredoit ecirctre porteacutee aux eacuteveacutenements laquo exclus raquo lors de la constitution de la liste deslaquo conditions de fonctionnement raquo Ces eacuteveacutenements ne faisant pas lrsquoobjet de dispositionsspeacutecifiques pour en limiter les conseacutequences (elles peuvent se reacuteveacuteler irreacutealisables) leurlaquo exclusion raquo doit ecirctre justifieacutee en montrant que soit leur survenue est impossiblephysiquement soit leur probabiliteacute est tregraves faible cela avec un haut niveau de confianceDans ce second cas une analyse au cas par cas est souhaitable un seuil de coupuregeacuteneacuterique en termes de probabiliteacute nrsquoapparaissant pas pertinent186 La preacutevention deseacuteveacutenements laquo exclus raquo suppose des dispositions renforceacutees en termes de conception deconstruction et drsquoinspection en service par rapport agrave celles adopteacutees pour la preacuteventiondes eacuteveacutenements dont la survenue nrsquoest pas laquo exclue raquo

La deacutemarche deacuteveloppeacutee ci-dessus est progressivement appliqueacutee aux reacuteacteurs derecherche anciens agrave lrsquooccasion de leurs reacuteexamens de sucircreteacute outre le cas du reacuteacteurCABRI eacutevoqueacute plus haut on peut citer ici le cas du reacuteacteur ORPHEE agrave Saclay et celui duRHF agrave Grenoble

Ainsi parmi les eacuteveacutenements eacutetudieacutes pour les reacuteacteurs de recherche certains sontsemblables agrave ceux retenus pour les reacuteacteurs du parc eacutelectronucleacuteaire tels que la bregravechevoire la rupture complegravete drsquoune tuyauterie du circuit primaire le retrait intempestif drsquouneacuteleacutement absorbant hors de la zone du cœur ou encore la perte partielle voire complegravetedes alimentations eacutelectriques Certains autres eacuteveacutenements sont speacutecifiques des reacuteacteursde recherche compte tenu des expeacuteriences qui y sont meneacutees ou envisageacutees

Les analyses de sucircreteacute ndash et les expertises meneacutees par lrsquoIRSN ndash effectueacutees dans le cadredes travaux de mise agrave niveau du reacuteacteur CABRI avec lrsquoinstallation dans ce reacuteacteur de laboucle agrave eau sous pression en remplacement de la boucle en sodium ont par ailleursameneacute agrave adopter des regravegles et des pratiques utiliseacutees pour les reacuteacteur agrave eau souspression ndash la boucle ses systegravemes associeacutes et son caisson de confinement constituant

184 Perte des alimentations eacutelectriques externes cumuleacutee agrave la perte des groupes eacutelectrogegravenesprincipaux (MDTG manque de tension geacuteneacuteraliseacute)

185 Voir le paragraphe 742186 Voir agrave ce sujet les laquo directives techniques pour la conception et la construction de la prochaine

geacuteneacuteration de tranches nucleacuteaires agrave eau pressuriseacutee raquo eacutetablies par le GPR et les groupes drsquoexpertsallemands au mois drsquooctobre 2000 et utiliseacutees pour le projet de reacuteacteur EPR

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en eux-mecircmes le circuit primaire les systegravemes associeacutes et lrsquoenceinte drsquoun REP Quelquesaspects sont donneacutes ci-apregraves agrave titre illustratif

ndash si les laquo conditions de fonctionnement raquo associeacutees au reacuteacteur proprement dit onteacuteteacute deacutefinies en srsquoinspirant fortement des eacuteveacutenements retenus pour les reacuteacteurs derecherche de type piscine la deacutefinition des laquo conditions de fonctionnement raquoassocieacutees agrave la boucle srsquoest naturellement inspireacutee des laquo conditions de fonctionne-ment raquo retenues pour les reacuteacteurs agrave eau sous pression

ndash le caisson de la boucle agrave eau a eacuteteacute dimensionneacute pour reacutesister agrave une laquo pression decalcul raquo correspondant agrave celle qui serait atteinte dans le cas drsquoune bregraveche dans lesparois de la boucle ndash partie eacutequivalente au circuit primaire principal drsquoun REP ndashcorrespondant agrave lrsquoaccident de perte de reacutefrigeacuterant primaire eacutetudieacute pour un telreacuteacteur187 les prescriptions relatives aux enceintes de confinement meacutetalliquesdans le code de conception et de construction ASME largement utiliseacute de par lemonde pour les reacuteacteurs agrave eau leacutegegravere ont eacuteteacute prises comme reacutefeacuterence dans cedomaine

ndash le risque de rupture (complegravete) de la partie en reacuteacteur de la boucle (laquo cellule enpile raquo) pouvant avoir des conseacutequences importantes sur le cœur nourricier (ladeacutepressurisation brutale de lrsquoeau de la boucle pouvant compacter les assemblagesdu cœur nourricier et empecirccher la chute des barres absorbantes) il devait ecirctrerendu suffisamment improbable Les soupapes de seacutecuriteacute preacutevues sur le circuitprimaire de la boucle participent bien eacutevidemment agrave la preacutevention drsquoun teleacuteveacutenement elles devaient en tout eacutetat de cause respecter la regraveglementationvisant les organes de seacutecuriteacute (soupapes) pour les appareils agrave pression

ndash la boucle agrave eau sous pression a eacuteteacute soumise aux exigences de la regraveglementationdes appareils agrave pression (arrecircteacute ESPN)

Ces cas drsquoutilisation combineacutee des regravegles et pratiques en usage pour les reacuteacteurs derecherche et pour les reacuteacteurs agrave eau sous pression nrsquoont pas fait apparaicirctre de difficulteacutescela traduisant une bonne coheacuterence et compatibiliteacute des deacutemarches

Enfin comme cela a eacuteteacute indiqueacute plus haut des eacutetudes probabilistes de sucircreteacute peuventdans certains cas apporter des eacuteclairages utiles en compleacutement de la deacutemarchedeacuteterministe dans le cadre de nouveaux projets de modifications importantes ou dereacuteeacutevaluations de sucircreteacute de reacuteacteurs de recherche188 Par exemple des eacutetudes pro-babilistes cibleacutees peuvent aider agrave orienter certains choix de conception une eacutetudeprobabiliste des deacutefaillances possibles de lrsquoeacutevacuation de la puissance reacutesiduelle peutpermettre de choisir des options de conception en termes drsquoarchitecture geacuteneacuterale descircuits de refroidissement de redondance ou de diversification drsquoeacutequipements Leseacutetudes probabilistes de sucircreteacute peuvent aussi permettre de conforter ou drsquoamender le

187 Il srsquoagit en lrsquooccurrence drsquoune rupture complegravete doublement deacutebattue agrave lrsquointeacuterieur du caisson dela tuyauterie primaire de la boucle (dite 2A A deacutesignant la section de passage du fluide dans latuyauterie) cumuleacutee agrave la rupture drsquoune tuyauterie drsquoair comprimeacute cette deuxiegraveme rupturepouvant ecirctre une conseacutequence de la premiegravere

188 Voir aussi le paragraphe 343 En 2010 lrsquoIRSN a reacutealiseacute une eacutetude de faisabiliteacute drsquoune EPS deniveau 1 pour le reacuteacteur Jules Horowitz voir la communication faite au congregraves PSAM 2010 10thInternational Probabilistic Safety Assessment Feasibility study to develop a PSA for the JulesHorowitz research reactor Laborde A Georgescu G Cochemeacute F Lanore J-M

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classement de sucircreteacute des eacutequipements Par ailleurs en lrsquoabsence de modegraveles drsquoeacutetudesprobabilistes de sucircreteacute une approche simplifieacutee par laquo lignes de deacutefense189 raquo peutapporter aussi des eacuteclairages utiles comme cela a eacuteteacute le cas au deacutebut des anneacutees 2000dans le cadre drsquoune reacuteeacutevaluation de sucircreteacute du RHF agrave Grenoble

713 Accidents de reacutefeacuterence

Comme cela a eacuteteacute indiqueacute plus haut degraves la conception des premiers reacuteacteurs derecherche il y a environ une cinquantaine drsquoanneacutees la possibiliteacute drsquoincidents et drsquoaccidents aeacuteteacute consideacutereacutee Des incidents et des accidents ont degraves lors eacuteteacute eacutetudieacutes et tout particuliegrave-rement des accidents dits (en France) de reacutefeacuterence Ces accidents consideacutereacutes comme les plusgraves envisageables permettent drsquoappreacutecier le caractegravere acceptable des dispositions tech-niques et organisationnelles retenues pour assurer la sucircreteacute de lrsquoinstallation consideacutereacutee

Ces accidents de reacutefeacuterence ont eacuteteacute deacutefinis en tenant compte des speacutecificiteacutes desreacuteacteurs et en consideacuterant geacuteneacuteralement des deacutefaillances de plusieurs systegravemes ou deserreurs humaines conduisant ou susceptibles de conduire agrave un endommagementdrsquoeacuteleacutements combustibles voire du cœur du reacuteacteur

Pour les reacuteacteurs de recherche refroidis par de lrsquoeau et utilisant du combustible agravebase drsquouranium et drsquoaluminium (avec gaine en aluminium) lrsquoaccident de type BORAX ndash dunom drsquoune installation ameacutericaine dans laquelle furent reacutealiseacutes des essais sur ce typedrsquoaccident ndash a eacuteteacute retenue en France Ce type drsquoaccident est repreacutesentatif des risques quipourraient reacutesulter drsquoune insertion brutale drsquoune importante reacuteactiviteacute dans le cœur agravesavoir principalement la fusion drsquoune partie voire de la totaliteacute du cœur accompagneacuteeeacuteventuellement drsquoune laquo explosion de vapeur raquo dans la piscine

Une insertion de reacuteactiviteacute entraicircne un emballement de la reacuteaction en chaicircne qui peutecirctre limiteacute par les effets qursquoil produit car lrsquoaugmentation des tempeacuteratures du combus-tible et de lrsquoeau a un effet neacutegatif sur la reacuteactiviteacute (contre-reacuteactions neutroniques)Neacuteanmoins si lrsquoinsertion de reacuteactiviteacute est trop rapide et trop importante les contre-reacuteactions ne sont pas suffisantes pour eacuteviter un endommagement du combustible Dansle cas de lrsquoaccident de type BORAX qui concerne les reacuteacteurs utilisant du combustible agravebase drsquouranium et drsquoaluminium les tempeacuteratures du combustible et des gaines aug-mentent jusqursquoagrave atteindre rapidement leur tempeacuterature de fusion (660 degC190) Lecombustible peut alors se disperser dans lrsquoeau qui est resteacutee relativement froide comptetenu de la cineacutetique de lrsquoaccident et provoquer une explosion de vapeur du fait dutransfert brutal drsquoeacutenergie des mateacuteriaux fondus agrave lrsquoeau

Compte tenu des conseacutequences destructrices drsquoun tel accident lrsquoaccent est drsquoabordmis sur la preacutevention des deacutefaillances pouvant y conduire Lrsquoaccident est neacuteanmoinssupposeacute pouvoir se produire Sa cineacutetique eacutetant trop rapide pour qursquoun arrecirct drsquourgencepuisse ecirctre suffisamment efficace des dispositions sont prises pour en limiter lesconseacutequences Elles reposent principalement sur la capaciteacute de la piscine agrave reacutesister agravelrsquoeacuteventuelle explosion de vapeur pour maintenir le cœur fondu sous eau (lrsquoeau assurant le

189 Cette approche est notamment preacutesenteacutee dans la communication de M Laveacuterie (chef du SCSIN de1986 agrave 1993) agrave une confeacuterence tenue en 1982 agrave Lyon sur les reacuteacteurs agrave neutrons rapides refroidispar un meacutetal liquide (cf Proceeding of the LMFBR Safety Topical Meeting Lyon (1982) p I-335)

190 Cette valeur correspond agrave la fusion de lrsquoaluminium

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refroidissement et une protection biologique) ainsi que sur la capaciteacute du bacirctiment dureacuteacteur agrave reacutesister agrave lrsquoaccident et agrave confiner les produits radioactifs relacirccheacutes dans cebacirctiment En dehors de la France ce type drsquoaccident a eacuteteacute pris en compte de faccediloncomplegravete (interaction combustible-eau) pour le reacuteacteur BR2 du centre de Mol enBelgique

Pour les reacuteacteurs OSIRIS et ORPHEE ainsi que pour le RHF un accident de fusion agravelrsquoair drsquoun eacuteleacutement combustible en cours de manutention dans le bacirctiment du reacuteacteur(pouvant ecirctre occasionneacute par des deacutefaillances au cours drsquoune telle manutention) aeacutegalement eacuteteacute retenu Par rapport agrave un accident de fusion de combustible sous eau ndash telque lrsquoaccident de type BORAX ndash un accident de fusion agrave lrsquoair conduit agrave davantage deradionucleacuteides eacutemis dans le bacirctiment du reacuteacteur car dans ce cas il nrsquoy a pas drsquoeau pourpieacuteger les produits de fission La possibiliteacute drsquoune fusion du cœur du reacuteacteur agrave lrsquoair a eacuteteacuteretenue degraves la conception du reacuteacteur RHF

Nous reviendrons au chapitre 8 sur les accidents de reacutefeacuterence retenus pour lesreacuteacteurs de recherche franccedilais et sur lrsquoaccident de type BORAX en particulier

714 Deacuteclinaison des objectifs geacuteneacuteraux de sucircreteacute

Les objectifs geacuteneacuteraux de sucircreteacute exprimeacutes de faccedilon qualitative ont eacuteteacute eacutevoqueacutes auparagraphe 71 Toutefois comme pour les reacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires les concepteurs etles exploitants de reacuteacteurs de recherche peuvent ecirctre ameneacutes agrave retenir des objectifsgeacuteneacuteraux de sucircreteacute exprimeacutes de faccedilon quantitative en termes de conseacutequences radio-logiques laquo acceptables raquo sur lrsquohomme et lrsquoenvironnement sous la forme de laquo valeursrepegraveres raquo en termes de doses pour les diffeacuterentes cateacutegories de laquo conditions defonctionnement raquo et pour les conditions du domaine compleacutementaire Si cela permetde structurer les eacutetudes de conception et drsquoappreacutecier les choix opeacutereacutes agrave ce stade encoheacuterence avec le diagramme scheacutematique de Farmer repreacutesenteacute ci-apregraves ces laquo valeursrepegraveres raquo ne peuvent en aucun cas constituer des critegraveres drsquoacceptabiliteacute les conseacutequencesradiologiques devant ecirctre en tout eacutetat de cause rendues aussi faibles que raisonnablementpossible en tenant compte des facteurs eacuteconomiques et sociaux (principe drsquooptimisation)

Figure 71 Repreacutesentation symbolique de Farmer de la relation entre probabiliteacute et conseacutequences

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Il faut rappeler que lrsquoappreacuteciation de la sucircreteacute repose drsquoabord sur la bonne deacuteclinaisondu principe de deacutefense en profondeur et non sur la simple comparaison des conseacutequencesradiologiques calculeacutees agrave des valeurs preacuteeacutetablies En particulier le calcul des conseacutequencesradiologiques individuelles ne saurait traduire lrsquoimportance de ces conseacutequences quideacutepend aussi non seulement du nombre de personnes concerneacutees (qui peut ecirctre importantpour les reacuteacteurs de recherche situeacutes dans des zones fortement urbaniseacutees) mais aussi de lacontamination en termes drsquoeacutetendue et de dureacutee pouvant reacutesulter drsquoun accident

Par ailleurs les objectifs geacuteneacuteraux de sucircreteacute peuvent ecirctre deacuteclineacutes par les concepteursou exploitants en critegraveres laquo relais raquo ou critegraveres laquo de deacutecouplage raquo utiliseacutes pour lrsquoeacutetude desconditions de fonctionnement et de lrsquoadeacutequation des dispositions permettant drsquoen limiterleurs conseacutequences (pourcentage de ruptures de gaines drsquoeacuteleacutements combustibles pour-centage de combustible fondu etc)

715 Lrsquoapproche gradueacutee en France

Lrsquoarrecircteacute du 7 feacutevrier 2012 qui fixe les regravegles geacuteneacuterales applicables agrave la conception agrave laconstruction au fonctionnement agrave la mise agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif au deacutemantegravelement agravelrsquoentretien et agrave la surveillance des installations nucleacuteaires de base souligne que laquo leurapplication repose sur une approche proportionneacutee agrave lrsquoimportance des risques ou incon-veacutenients preacutesenteacutes par lrsquoinstallation raquo Cet arrecircteacute eacutevoque plus particuliegraverement cettelaquo approche proportionneacutee raquo pour le nombre et lrsquoefficaciteacute des laquo barriegraveres raquo deconfinement ndash aspect qui concerne tout particuliegraverement la conception des reacuteacteursde recherche le nombre de leurs laquo barriegraveres raquo pouvant varier drsquoun reacuteacteur agrave lrsquoautre ndash laqualification des eacuteleacutements importants de lrsquoinstallation la freacutequence des exercices degestion de situations drsquourgence ou encore la surveillance des intervenants exteacuterieurs

Il est aussi agrave souligner que lrsquoutilisation drsquoune deacutemarche deacuteterministe fondeacutee sur ladeacutefinition et lrsquoeacutetude de laquo conditions de fonctionnement raquo issus drsquoeacuteveacutenements initiateursinternes drsquoagressions internes (lieacutees au reacuteacteur lui-mecircme) et drsquoagressions externes (lieacuteesau site du reacuteacteur) pour la conception la deacutemonstration de sucircreteacute ou encore lesreacuteeacutevaluations de sucircreteacute drsquoun reacuteacteur de recherche conduit de fait agrave des dispositions desucircreteacute adapteacutees au reacuteacteur de recherche eacutetudieacute et au site sur lequel il est implanteacute etproportionneacutees aux risques qursquoils preacutesentent

Il est eacutegalement agrave noter que le classement de sucircreteacute des eacutequipements au sein drsquoune mecircmeinstallation nucleacuteaire conduit agrave proportionner un certain nombre drsquoexigences les concernant agraveleur importance pour la sucircreteacute (coefficients de seacutecuriteacute pour leur dimensionnement types desoudures autoriseacutees ou non par les codes de conception et de construction eacutetendue et naturedes controcircles de fin de fabrication des controcircles en servicehellip)

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Tableau 71 Conditions de fonctionnement classement en cateacutegories et quelques exemples donneacutes agravetitre illustratif pour un reacuteacteur de type piscine

Cateacutegories deconditions de

fonctionnement

Ordre de grandeur de lafreacutequence annuelle par

reacuteacteur (et bornesupeacuterieure exprimeacutee en

probabiliteacute)

Exemples de conditions defonctionnement pour un reacuteacteur de type

piscine avec canaux neutroniques(indiqueacute par ) utilisant de lrsquoeau lourde(indiqueacute par ) ndash Hors eacuteveacutenements agraveprendre en compte pour les hottes de

transfert drsquoeacuteleacutements combustibles (pertede refroidissementhellip)

CATEGORIE 1Conditionsnormalesdrsquoexploitation

Nombre drsquooccurrencesdeacutefini selon le programme

drsquoexploitation

(P = 1)

bull Eacutetats stables et transitoires normauxdrsquoexploitation (expeacuteriences drsquoirradiationcomprises)

CATEGORIE 2Incidents mineursmais freacutequents

Jusqursquoagrave quelquesoccurrences par an

(P lt 1)

bull Perte drsquoeacutetancheacuteiteacute de la gaine de crayonsou de plaques combustibles

bull Fuite ou bregraveche primaire de petit diamegravetreeacutequivalent (par exemple ϕ lt 10 mm)

bull Perte partielle de deacutebit primairebull Perte totale de deacutebit secondairebull Fuite affectant un eacutechangeur de chaleur

entre eau leacutegegravere et eau lourde ()bull Arrecirct drsquoune pompe drsquoun circuit de refroi-

dissement agrave lrsquoarrecirctbull Perte drsquoeacutetancheacuteiteacute de lrsquoenveloppe drsquoun

doigt de gant conduisant agrave une entreacuteedrsquoeau lourde dans le doigt de gant ()()

bull Fuite ou bregraveche affectant les dispositifs derejet drsquoeffluents

bull Perte de courte dureacutee (par exemplelt 1 heure) des alimentations eacutelectriquesexternes

bull hellip

CATEGORIE 3Accidents peuprobables

lt 10minus2

(P lt 10minus2)

bull Sortie ou retrait intempestif drsquoun eacuteleacutementabsorbant (eacuteventuellement en cat 2)

bull Bregraveche primaire de diamegravetre eacutequivalentlaquo intermeacutediaire raquo (par exemple10 mm le ϕ lt 100 mm)

bull Bregraveche drsquoun doigt de gant en aluminiumstandard ()

bull Rupture drsquoune manchette drsquoeau lourde ()bull Bouchage drsquoun canal de refroidissement

drsquoun eacuteleacutement combustible en cœurbull Bouchage de plusieurs canaux drsquoun eacuteleacutement

combustible en zone drsquoentreposagebull Chute dans lrsquoinstallation drsquoun emballage

de transport contenant des eacuteleacutementscombustibles

bull hellip

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CATEGORIE 4Accidentsimportants maishypotheacutetiques

lt 10minus4

(P lt 10minus4)

bull Eacutejection drsquoun eacuteleacutement absorbant (pouvantmener agrave une fusion dans le cœur) ndash eacuteven-tuellement eacutetudieacutee comme condition defonctionnement compleacutementaire si celasuppose de multiples deacutefaillances

bull Rupture du bloc-pile en piscine (entraicirc-nant des transferts reacuteciproques entre eauleacutegegravere et eau lourde) ()

bull Bregraveche primaire de gros diamegravetre eacutequiva-lent (par exemple ϕ 100 mm)

bull Bregraveche drsquoun doigt de gant en Zircaloybull Bipasse du refroidissement du cœur191 du

reacuteacteur (pouvant mener agrave une fusiondans le cœur)

bull Rupture guillotine complegravetement deacutebat-tue en piscine drsquoun collecteur192 drsquoentreacuteedrsquoeau dans le cœur193

bull En cellule chaude deacutecoupe accidentelledans un eacuteleacutement combustible

bull hellip

Domaine dit duhorsdimensionnement

lt 10minus6 10minus7 par famille Conditions de fonctionnement compleacutementai-res (certaines pouvant mener agrave une fusion dansle cœur ou du cœur sous eau ou agrave lrsquoair en casde deacutenoyage drsquoeacuteleacutements combustibles)bull Sortie intempestive drsquoun eacuteleacutement absor-

bant avec deacutefaillance du systegraveme de pro-tection du reacuteacteur

bull Rupture du circuit principal drsquoeau lourdeavec deacutefaillance du clapet casse-siphon ()

bull Perte de deacutebit secondaire avec deacutefaillancedu systegraveme de protection

bull Rupture totale drsquoun doigt de gant avecdeacutefaillance de lrsquoisolement (laquo fenecirctre raquo etvanne de seacutecuriteacute ou vanne de seacutecuriteacuteamont et vanne de seacutecuriteacute aval194) ()

bull Perte totale des alimentations eacutelectriquesexternes et de premier secours

bull Perte des alimentations eacutelectriques exter-nes et deacutefaillance du systegraveme de protec-tion du reacuteacteur

bull Accident de type BORAX (accident dereacuteactiviteacute)

bull Perte de tout lrsquoinventaire en eau (lourdeet leacutegegravere) du reacuteacteur ()

bull hellip

191 Par exemple dans le cas du RHF une bregraveche de la laquo chemineacutee raquo structure situeacutee au-dessus ducaisson du cœur

192 Cas du RHF voir la figure 512193 Dans le cas du RHF cela se traduirait par une entreacutee drsquoeau leacutegegravere dans lrsquoeacuteleacutement combustible en

cœur (agrave la place de lrsquoeau lourde)194 Voir la description de ces eacuteleacutements au paragraphe 732

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72 Quelques speacutecificiteacutes de sucircreteacute des reacuteacteursde recherche

721 Puissances volumiques combustibles utiliseacuteset caracteacuteristiques neutroniques des cœurs

Malgreacute une puissance globale largement infeacuterieure la puissance volumique deacutegageacuteepar un reacuteacteur de recherche est souvent compte tenu de la taille du cœur supeacuterieure agravecelle drsquoun reacuteacteur de puissance afin drsquoobtenir les flux neutroniques neacutecessaires auxexpeacuteriences ou aux irradiations195 Le tableau 72 preacutesente quelques valeurs de puissancesvolumiques dans les cœurs de diffeacuterents types de reacuteacteurs y compris de reacuteacteurs depuissance

Autres accidents eacutetudieacutes voire exclus pardes dispositions de preacuteventionbull Deacutenoyage des eacuteleacutements combustibles

entreposeacutesbull Rupture des deux enceintes drsquoune laquo source

chaude raquo ou drsquoune laquo source froide raquo ()bull Explosion dans un doigt de gant de

laquo source froide raquo conduisant agrave unendommagement interne du bloc-pile ()

bull Fusion du cœur avec deacutefaillance totale duconfinement

bull hellip

Tableau 72 Puissance volumique dans le cœur et tempeacuterature du fluide caloporteur pour diffeacuterentstypes de reacuteacteurs

Reacuteacteur agraveeau souspression

Reacuteacteur agraveneutrons rapidesrefroidi par du

sodium

OSIRIS RHF RJH

Puissance volumique (kWl) sim 100 sim 300 sim 300 sim 1 200 sim 600

Tempeacuterature du fluidecaloporteur agrave lrsquoentreacutee et agrave lasortie du cœur (degC)

286-323() 350-550 38-48 30-48 25-36

()Ces valeurs correspondent preacuteciseacutement aux REP de 900 MWe de type Bugey

195 La conception drsquoun reacuteacteur de recherche doit rechercher le meilleur compromis entre plusieursimpeacuteratifs contradictoires deacutefinir un cœur compact pour atteindre des densiteacutes de fission eacuteleveacuteesassurer un volume expeacuterimental suffisant pour implanter tous les dispositifs expeacuterimentauxextraire des densiteacutes de puissance importantes sans nuire aux performances neutroniques du cœurni gecircner son utilisation expeacuterimentale (laquo Les reacuteacteurs de recherche raquo Francis MerchieLrsquoEncyclopeacutedie de lrsquoeacutenergie 2015)

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Lrsquoimportance de la puissance volumique deacutegageacutee deacutepend du combustible utiliseacute Ellepeut ecirctre eacuteleveacutee avec de lrsquouranium tregraves fortement enrichi en isotope 235 Plusieurs typesde combustibles sont utiliseacutes dans les reacuteacteurs de recherche selon leurs utilisations Pourles maquettes critiques dont la souplesse drsquoutilisation est essentielle les exploitantsdisposent en geacuteneacuteral drsquoun large inventaire drsquoeacuteleacutements combustibles sous forme dereacuteglettes ou de plaquettes permettant de constituer des cœurs laquo agrave la carte raquo Pour cetype de reacuteacteur les assemblages qui composent le cœur du reacuteacteur sont constitueacutes pardes opeacuterations manuelles dans lrsquoinstallation elle-mecircme

Pour les reacuteacteurs drsquoirradiation ou les reacuteacteurs agrave laquo faisceaux sortis de neutrons raquodont la raison drsquoecirctre principale est la production drsquoun flux de neutrons important le bonrefroidissement des eacuteleacutements combustibles lors du fonctionnement du reacuteacteur devientprimordial La conception des eacuteleacutements combustibles est adapteacutee agrave cette fin parexemple lrsquoutilisation de plaques cintreacutees (figure 72) confegraverent agrave celles-ci une granderaideur et permet drsquoassurer dans de multiples conditions deacutegradeacutees ou drsquoagressions(seacuteismehellip) un maintien de lrsquoespacement souhaiteacute entre les plaques

Comme cela est indiqueacute au chapitre 2 dans le contexte international de lutte contrele risque de prolifeacuteration des armes nucleacuteaires lrsquoapprovisionnement en combustiblefortement enrichi en isotope 235 de lrsquouranium pose problegraveme Aussi un certain nombrede reacuteacteurs de recherche ont fait lrsquoobjet drsquoune laquo conversion raquo agrave lrsquoutilisation drsquouncombustible laquo siliciure raquo utilisant un alliage de formule U3Si2 et permettant de reacuteduirelrsquoenrichissement en uranium 235 agrave une valeur nrsquoexceacutedant pas 20 tout en conservantles potentialiteacutes et les capaciteacutes de ces reacuteacteurs Toutefois cette laquo conversion raquo peutposer des difficulteacutes pour certains reacuteacteurs de recherche compte tenu de certainescontraintes (dimensionnelles etc) rendant difficile des modifications notamment deleur cœur Pour compenser la perte sur lrsquoenrichissement de lrsquouranium en isotope 235 de

Figure 72 Eacuteleacutement combustible constitueacute de plaques cintreacutees utiliseacute dans le reacuteacteur FRM-II deGarching en Allemagne copy FRMII Technical University of Munich

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nouveaux alliages de plus grande densiteacute196 en uranium sont eacutetudieacutes mais qui ne seraientpas exempt drsquoinconveacutenients (remplacement du combustible du cœur plus freacutequentdiminution de lrsquoefficaciteacute des absorbants neutroniqueshellip) Cette question est toujoursdrsquoactualiteacute et elle est au cœur de la probleacutematique du choix du combustible pour lereacuteacteur Jules Horowitz197 Des recherches sont meneacutees pour le deacuteveloppement et laqualification drsquoautres combustibles le CEA et drsquoautres organismes198 eacutetudient ainsi uncombustible composeacute de grains drsquouranium enrichi agrave 20 en isotope 235 et demolybdegravene gaineacute par un alliage drsquoaluminium (deacutenommeacute UMo)

Lrsquoaluminium (ou des alliages drsquoaluminium comme lrsquoAG3NET ou de zirconium) estlargement utiliseacute dans les reacuteacteurs de recherche pour le combustible pour le gainage ducombustible pour des structures internes et des eacutequipements (comme des canauxneutroniques) de ces reacuteacteurs En effet pour obtenir un bon rendement thermodyna-mique les centrales nucleacuteaires de puissance fonctionnent agrave des tempeacuteratures les pluseacuteleveacutees possibles alors que les reacuteacteurs de recherche sont sauf exception des reacuteacteurslaquo froids raquo Cela autorise lrsquousage de ce type de mateacuteriaux qui ont de bien meilleurescaracteacuteristiques neutroniques que lrsquoacier (transparence aux neutrons) bien qursquoils puissentavoir selon leur eacutelaboration et leur traitement de moins bonnes proprieacuteteacutes meacutecaniques(en termes de limite drsquoeacutelasticiteacute drsquoallongement agrave rupturehellip)

En termes de neutronique199 les flux de neutrons thermiques utilisables pourles programmes expeacuterimentaux doivent atteindre des valeurs de 11013 agrave plus de11015 neutronscm2s Le flux de neutrons qui regravegne dans un reacuteacteur est composeacute deneutrons rapides directement issus des fissions de neutrons thermiques apregraves ralentisse-ment dans le modeacuterateur et enfin de neutrons intermeacutediaires en cours de ralentissement(le ralentissement srsquoeffectue par chocs successifs des neutrons sur le noyau des atomes dumodeacuterateur) Selon que le reacuteacteur sera bien modeacutereacute ou sous-modeacutereacute le spectre desneutrons comportera une composante laquo rapide raquo plus ou moins importante ce qui peut ecirctrepreacutejudiciable ou parfois souhaitable selon les objectifs des programmes expeacuterimentaux

Par ailleurs la reacutepartition spatiale des neutrons nrsquoest pas uniforme et deacutecroicirct ducentre vers la peacuteripheacuterie du cœur en preacutesentant des perturbations locales dues entreautres au mouvement drsquoun absorbant de controcircle et agrave la preacutesence des dispositifsexpeacuterimentaux Cela entraicircne une reacutepartition spatio-temporelle variable de la puis-sance calorifique geacuteneacutereacutee et donc la preacutesence de laquo points chauds raquo qui doivent ecirctrebien anticipeacutes et traiteacutes du point de vue thermohydraulique pour eacuteviter toutesurchauffe du combustible au-delagrave des limites fixeacutees pour empecirccher sa deacutegradationCette preacuteoccupation de sucircreteacute sera illustreacutee au paragraphe 1011 avec la fusion dequelques crayons combustibles deacutecouverte en 2004 dans le cœur nourricier dureacuteacteur CABRI

196 Le combustible laquo siliciure raquo de reacutefeacuterence NUREG-1313 a une densiteacute de 48 gUcm3 Il est viseacutedrsquoatteindre avec de nouveaux combustibles une densiteacute environ deux fois plus eacuteleveacutee

197 laquo Les combustibles nucleacuteaires raquo Monographie de la Direction de lrsquoeacutenergie nucleacuteaire du CEA 2008198 Les Eacutetats-Unis (ANL) le Canada la Russie la Coreacutee et lrsquoArgentine apportent leur contribution agrave la

qualification de ce nouveau combustible Des expeacuteriences ont notamment eacuteteacute reacutealiseacutees dans lereacuteacteur OSIRIS les reacuteacteurs HFR et BR2 sont aussi utiliseacutes

199 laquo Les reacuteacteurs de recherche raquo Francis Merchie LrsquoEncyclopeacutedie de lrsquoeacutenergie 2015

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722 Cadences drsquoutilisation

Une autre particulariteacute des reacuteacteurs de recherche concerne leurs modaliteacutes drsquoutilisa-tion Les reacuteacteurs drsquoirradiation ou agrave laquo faisceaux sortis de neutrons raquo fonctionnent parcycles Durant un cycle ils fonctionnent geacuteneacuteralement agrave une puissance stable 24h24hAgrave la fin du cycle ils sont arrecircteacutes pour recharger le cœur Cela permet agrave ces reacuteacteurs defournir des neutrons de maniegravere stable (faisceaux pour les expeacuteriences) et sur une dureacuteeimportante (irradiation)

Dans le cas des maquettes critiques les modaliteacutes de fonctionnement sont tregravesdiffeacuterentes et tregraves lieacutees aux programmes expeacuterimentaux agrave reacutealiser qui peuvent durer dequelques mois agrave plusieurs anneacutees Un tel programme deacutebute par une peacuteriode deconstruction du cœur expeacuterimental qui peut durer plusieurs mois Elle est suivie dela phase expeacuterimentale proprement dite durant laquelle le reacuteacteur peut fonctionnerquelques heures seulement par jour ou toute la journeacutee il est geacuteneacuteralement mis agrave lrsquoarrecirctchaque soir Des changements de configuration du cœur peuvent aussi ecirctre reacutealiseacutes aucours de cette phase pour reacutepondre aux besoins expeacuterimentaux

Dans le cas des reacuteacteurs dans lesquels sont reacutealiseacutes des essais concernant directe-ment la sucircreteacute le temps de preacuteparation drsquoun ou drsquoune seacuterie drsquoessais peut ecirctre

Tableau 73 Quelques paramegravetres neutroniques relatifs au cœur de diffeacuterents types de reacuteacteurs

Reacuteacteur agraveneutronsrapides

refroidi ausodium PHENIX()

OSIRIS RHF RJH

Fluxmaximum enneutronscm2s

1 agrave 31013 451015 541014 191015() 111015

EffetDoppler

minus 3 pcmdegC minus 06 pcmdegC minus 3 pcmdegC

minus 17 pcmdegC(effet Doppler

compris)

minus 25 pcmdegC

Effet dumodeacuterateur

de minus 10 agraveminus 60 pcmdegC

minus 006 pcmdegCglobalementmais positif

dans certaineszones du cœur

minus 14 pcmdegC minus 20 pcmdegC

Becircta effectif(proportionde neutronsdiffeacutereacutes)

500 agrave 700pcm

325 pcm 731 pcm 713 pcm 730 pcm

() Les valeurs indiqueacutees sont relatives au reacuteacteur PHENIX fonctionnant agrave la puissance maximale de 350 MWth (puissance

retenue pour son fonctionnement de 2003 agrave 2010)() Cela correspond agrave la somme de 151015 neutronscm2s de neutrons thermiques disponibles notamment au niveau du nez des

doigts de gant et de 351014 neutronscm2s de neutrons rapides au niveau de lrsquoeacuteleacutement combustible constituant le cœur

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relativement long comme par exemple lors du changement de la boucle drsquoessais dureacuteacteur CABRI qui a neacutecessiteacute des travaux qui ont dureacute plusieurs anneacutees Le deacutelai entredeux essais peut eacutegalement ecirctre long par exemple parce que la manipulation drsquouncombustible drsquoessai deacutegradeacute neacutecessite des dispositions particuliegraveres En revanche la dureacuteeproprement dite drsquoun essai peut ecirctre tregraves courte en comparaison des peacuteriodes depreacuteparation et des peacuteriodes entre essais

723 Facteurs organisationnels et humains

Lrsquoun des aspects des reacuteacteurs de recherche est lrsquoimplication plus particuliegravere parrapport agrave drsquoautres installations nucleacuteaires telles que les reacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires deshommes agrave la fois dans lrsquoexploitation proprement dite et dans leur utilisation agrave des fins derecherche Si comme dans la plupart des installations nucleacuteaires les hommes reacutealisent denombreuses opeacuterations (pilotage drsquoun laquo proceacutedeacute raquo rechargement du cœur maintenancecontrocircleshellip) dans le cas des reacuteacteurs de recherche ils peuvent ecirctre freacutequemmentimpliqueacutes dans la manipulation agrave lrsquoaide de perches de manutention drsquoeacuteleacutementscombustibles voire dans la constitution de ces eacuteleacutements (comme cela est les caspour certaines maquettes ou assemblages critiques)

Il convient de souligner aussi lrsquoimportance des opeacuterations de manutention de dispositifsexpeacuterimentaux placeacutes dans le cœur du reacuteacteur ou agrave proximiteacute de celui-ci

De plus dans de nombreux reacuteacteurs de recherche il existe deux populationsdiffeacuterentes de travailleurs ameneacutes agrave reacutealiser des actions pouvant affecter la sucircreteacute drsquoune part les eacutequipes drsquoexploitation du reacuteacteur chargeacutees drsquoexploiter celui-ci dans lerespect des limites de sucircreteacute drsquoautre part les expeacuterimentateurs qui mettent en œuvre lesdispositifs expeacuterimentaux en vue drsquoobtenir des reacutesultats de recherche Ces derniers ne sontpas a priori aussi impreacutegneacutes des limites de sucircreteacute (et de leurs motivations) Aussi lrsquoautoriteacutedu chef drsquoinstallation sur ces deux populations de travailleurs revecirct un caractegravere primordial

Par ailleurs apregraves une campagne drsquoessais de nombreuses interventions humainespeuvent ecirctre neacutecessaires deacutemontage ou remontage de circuits preacutealablement aux essaissuivants nettoyage de composantshellip Les conseacutequences possibles en termes de sucircreteacute etde radioprotection de ces interventions doivent ecirctre clairement appreacutehendeacutees

Enfin les activiteacutes meneacutees avec les reacuteacteurs de recherche ont bien souvent uncaractegravere eacutevolutif et discontinu Ces activiteacutes eacutevoluent en effet en fonction des pro-grammes de recherche agrave reacutealiser Les conseacutequences de ces eacutevolutions mecircme minimesdoivent ecirctre appreacutecieacutees en termes de sucircreteacute et de radioprotection De plus lorsque deseacutevolutions importantes peuvent entraicircner lrsquointerruption de certaines activiteacutes pendant delongues peacuteriodes pour la reacutealisation des modifications mateacuterielles correspondanteslrsquoeffet de ces interruptions sur les compeacutetences des agents doit ecirctre eacutevalueacute

Lrsquoappreacuteciation de la maicirctrise des risques associeacutes aux activiteacutes humaines dans lesreacuteacteurs de recherche peut srsquoappuyer sur une deacutemarche200 consistant notamment agrave

ndash deacuteterminer les activiteacutes laquo sensibles raquo pour la sucircreteacute il srsquoagit des activiteacutes dont lamauvaise reacutealisation pourraient avoir des conseacutequences notables en termes desucircreteacute

200 Revue Controcircle ndeg 176 de juillet 2007 laquo Les facteurs organisationnels et humains et la sucircreteacute desreacuteacteurs drsquoexpeacuterimentation raquo F Jeffroy et M-L Delaporte-Normier IRSN p 47

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ndash recenser les dispositions preacutevues pour fiabiliser la reacutealisation de ces activiteacutes

ndash eacutevaluer lrsquoefficaciteacute de ces dispositions

Le caractegravere sensible drsquoune activiteacute srsquoappreacutecie selon divers facteurs les conseacutequencespossibles drsquoune mauvaise reacutealisation la complexiteacute des tacircches correspondantes lecaractegravere reacutepeacutetitif de sa reacutealisation le nombre de travailleurs impliqueacutes les besoinsde coordinationhellip

Agrave titre drsquoillustration deux activiteacutes jugeacutees particuliegraverement sensibles peuvent ecirctreciteacutees pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais

ndash pour la maquette MASURCA la constitution drsquoeacuteleacutements combustibles laquo agrave la carte raquoagrave partir de reacuteglettes ou de plaquettes dans le magasin drsquoentreposage (risque decriticiteacute en cas drsquoerreur)

ndash pour le reacuteacteur ISIS utiliseacute pour des sessions successives de formation le reacuteglagefreacutequent des seuils de seacutecuriteacute (risque de mauvaise protection du reacuteacteur en casde transitoire fortuit)

Drsquoune maniegravere geacuteneacuterale les expeacuterimentations peuvent neacutecessiter la reprise dereacuteglages du systegraveme de protection dont la fiabiliteacute et la traccedilabiliteacute doivent ecirctre assureacutees

Si la grande majoriteacute des activiteacutes dont la mauvaise reacutealisation peut avoir desconseacutequences notables en termes de sucircreteacute ont eacuteteacute bien identifieacutees par les exploitantsdrsquoautres activiteacutes pouvant avoir un effet sur la sucircreteacute moins directement eacutevident ou dontla sensibiliteacute est lieacutee agrave la complexiteacute des opeacuterations agrave reacutealiser peuvent encore neacutecessiterdes approfondissements de la part des exploitants

Il a eacuteteacute indiqueacute preacuteceacutedemment que les besoins de coordination entre diffeacuterentes eacutequipesfait geacuteneacuteralement partie des aspects agrave prendre en compte pour appreacutecier le caractegraveresensible drsquoune activiteacute Il en est notamment ainsi pour la reacutealisation de certaines expeacute-rimentations neacutecessitant une preacuteparation et une coordination particuliegraverement eacutetroiteentre le personnel drsquoexploitation et les expeacuterimentateurs Les essais du programme Pheacutebus-PF (voir le focus agrave la fin du chapitre 5) ont agrave cet eacutegard fait lrsquoobjet drsquoune preacuteparationapprofondie pour reacuteduire les risques de conflits drsquointeacuterecircts dans leur deacuteroulement uneinstrumentation comprenant des dispositifs de mesure redondants et diversifieacutes et desproceacutedures drsquoessais speacutecifiant des seuils drsquoarrecirct preacutedeacutetermineacutes ont eacuteteacute mises en œuvre Lebut eacutetait drsquoeacuteviter drsquoarrecircter trop tocirct les essais compte tenu des objectifs poursuivis tout enassurant lrsquoarrecirct du reacuteacteur et le maintien du confinement en cas de risque de deacutegradationexcessive des laquo barriegraveres raquo interposeacutees entre le combustible drsquoessai et le cœur nourricierDes proceacutedures de conduite des essais ont eacuteteacute mises au point pour les opeacuterateurs speacutecifiantnotamment la poursuite ou non des essais en fonction de lrsquoeacutetat de lrsquoinstrumentation(dispositifs de mesure de tempeacuterature en service deacutefaillants ou satureacutes etc) et de limitespreacutedeacutefinies Ces dispositions ont eacuteteacute soumises agrave lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire

73 Speacutecificiteacutes des reacuteacteurs de recherche deacuteclineacuteespar fonction fondamentale de sucircreteacute

Dans ce paragraphe sont preacutesenteacutees les principales speacutecificiteacutes techniquesdes reacuteacteurs de recherche ayant une importance en termes de sucircreteacute

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731 Maicirctrise de la reacuteactiviteacute du cœur

La reacuteactiviteacute du cœur est un paramegravetre (deacutesigneacute par la lettre ρ et exprimeacute en pcm ndashpour cent mille) utiliseacute pour repreacutesenter la population (nombre) de neutrons dans uncœur et son eacutevolution dans le temps Lorsque cette population est stable le reacuteacteur estdit juste critique et sa reacuteactiviteacute est nulle (ρ = 0) Cette population est une reacutesultante desneutrons geacuteneacutereacutes par les fissions de ceux eacutemis de faccedilon diffeacutereacutee par certains produits defission (neutrons dits retardeacutes) et des neutrons qui fuient ou qui sont captureacutes (parexemple dans les mateacuteriaux absorbants) Dans le cœur drsquoun reacuteacteur la maicirctrise de lareacuteactiviteacute par les opeacuterateurs repose notamment sur lrsquoutilisation de mateacuteriaux quiabsorbent les neutrons (mateacuteriaux neutrophages) bore cadmium hafnium Cesmateacuteriaux constituent les eacuteleacutements de controcircle ou de seacutecuriteacute des reacuteacteurs de recher-che eacuteleacutements mobiles positionneacutes dans le cœur du reacuteacteur permettant drsquoajuster et demaicirctriser la reacuteactiviteacute de celui-ci Leurs mouvements verticaux sont commandeacutes par desmeacutecanismes geacuteneacuteralement situeacutes au-dessus du cœur Dans certains cas toutefois pourfaciliter lrsquoaccegraves aux dispositifs expeacuterimentaux ou drsquoirradiation ils peuvent ecirctre comman-deacutes par des meacutecanismes situeacutes dans la partie basse du bloc-pile ndash cela est le cas desreacuteacteurs drsquoirradiation que sont OSIRIS ou le reacuteacteur Jules Horowitz dans lesquels unlocal situeacute sous la piscine du reacuteacteur abrite les meacutecanismes correspondants Il en reacutesulteqursquoil convient de traiter les risques potentiels de fuite drsquoeau ndash eacuteventuellement contamineacuteedans le cas drsquoaccident qui affecterait le reacuteacteur ndash vers les sous-sols des reacuteacteurs par lamise en place de revecirctements drsquoeacutetancheacuteiteacutes dans les salles des meacutecanismes desabsorbants

Parmi les eacuteleacutements absorbants certains sont deacutedieacutes agrave la conduite du reacuteacteur(eacuteleacutements de controcircle ou pilotage) drsquoautres agrave la reacutealisation de lrsquoarrecirct drsquourgence (eacuteleacutementsde seacutecuriteacute) Lorsque le reacuteacteur est arrecircteacute tous les absorbants sont entiegraverement inseacutereacutesdans le reacuteacteur qui devient alors sous-critique (ρ lt 0) avec une marge drsquoantireacuteactiviteacutesuffisante En eacutetat drsquoarrecirct eacutetabli il peut ecirctre requis pour des raisons de sucircreteacute que quelqueseacuteleacutements de seacutecuriteacute (un ou deux) soient retireacutes de la zone du cœur de faccedilon agrave disposerdrsquoune antireacuteactiviteacute par exemple lors drsquoopeacuterations sur le cœur telles que son rechargementen cas drsquoerreur de manipulation201 Lors du deacutemarrage du reacuteacteur les opeacuterateurs extraientdrsquoabord les eacuteleacutements de seacutecuriteacute du cœur tout en le maintenant sous-critique puis lrsquo (ou les)eacuteleacutement(s) de pilotage est (sont) progressivement extrait(s) du cœur jusqursquoagrave ce qursquoil deviennecritique (ρ = 0) Cet (ou ces) absorbant(s) est (sont) ensuite utiliseacute(s) pour augmenter oudiminuer la puissance du reacuteacteur ainsi que pour compenser lrsquousure du combustible au coursdu fonctionnement du reacuteacteur Les eacuteleacutements de seacutecuriteacute restent quant agrave eux maintenusaxialement hors de la zone correspondant au cœur (geacuteneacuteralement par des eacutelectro-aimants) leur rocircle est drsquoassurer en situation incidentelle ou accidentelle un arrecirct automatique dureacuteacteur par leur chute gravitaire ou leur insertion acceacuteleacutereacutee (par un dispositif agrave gaz souspression) dans le cœur ou au droit de la zone du cœur apregraves la deacutesactivation des eacutelectro-aimants (figure 73)

201 Cela constitue une exigence de conception du cœur et des eacuteleacutements absorbants

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Chaque reacuteacteur est doteacute agrave cette fin drsquoun systegraveme de protection relieacute agrave des capteurs(tempeacuterature pression flux de neutronshellip) redondants dont les signaux eacutemis sonttraiteacutes selon une logique de laquo vote raquo approprieacutee et sucircre et agrave des actionneurs Lesparamegravetres suivis et les valeurs des seuils dont le franchissement deacuteclenche des actionsde seacutecuriteacute (principalement lrsquoinsertion des eacuteleacutements de seacutecuriteacute) sont propres agrave chaquereacuteacteur les valeurs retenues pour ces seuils sont notamment issues des eacutetudes deslaquo conditions de fonctionnement202 raquo Lrsquoinsertion des eacuteleacutements de seacutecuriteacute peuteacutegalement ecirctre deacuteclencheacutee par des signaux externes au reacuteacteur proprement dit(seacuteisme choc sur le bacirctiment du reacuteacteur perte drsquoune deacutepression requise dans unlocalhellip) ainsi que par des signaux eacutemis par des capteurs de surveillance de certainsparamegravetres de fonctionnement de dispositifs expeacuterimentaux lorsque cela est jugeacuteneacutecessaire pour la sucircreteacute du reacuteacteur

Le systegraveme de protection drsquoun reacuteacteur de recherche est un eacuteleacutement-cleacute de sa sucircreteacuteSa conception srsquoappuie geacuteneacuteralement autant que neacutecessaire sur un certain nombredrsquooptions visant agrave obtenir une fiabiliteacute eacuteleveacutee redondance diversification technologiqueseacuteparation physique des voies de mesures etc Lrsquoapplication du critegravere de deacutefaillanceunique (CDU) vise agrave ce qursquoune seule deacutefaillance ne puisse rendre un systegraveme inapte agraveaccomplir la fonction de sucircreteacute qui lui est attribueacutee Cela peut ecirctre reacutealiseacute par laredondance en doublant (ou plus) les eacuteleacutements drsquoun systegraveme et en les reacutepartissanten laquo voies raquo diffeacuterentes de telle sorte que chacune drsquoelles puisse assurer la fonction dusystegraveme Cette redondance peut ecirctre compleacuteteacutee par des dispositions de seacuteparationgeacuteographique des voies de faccedilon agrave eacuteviter qursquoune agression par exemple un incendie ne

Figure 73 Positions des eacuteleacutements de seacutecuriteacute et des eacuteleacutements de pilotage dans un reacuteacteur de typepiscine dans une situation drsquoarrecirct (agrave gauche) et en fonctionnement (agrave droite) copy Georges GoueacuteIRSN

202 En y ajoutant des marges de conservatisme pour tenir compte par exemple des incertitudes sur lesvaleurs mesureacutees des paramegravetres du reacuteacteur des deacutelais drsquoactivation des dispositifs de protectionhellip

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puisse affecter toutes les voies en mecircme temps (mode commun) La diversificationconduit agrave utiliser autant que neacutecessaire des composants de conceptions ou detechnologies diffeacuterentes sur les voies redondantes drsquoun mecircme systegraveme pour obtenirune fiabiliteacute approprieacutee de ce systegraveme Par ailleurs pour les composants laquo actifs raquoimportants la conception doit privileacutegier les laquo pannes sucircres raquo crsquoest-agrave-dire qursquouncomposant qui tombe en panne se met dans un eacutetat favorable agrave la sucircreteacute de lrsquoinstallationPar exemple la position laquo sucircre raquo des absorbants correspondant agrave leur insertion complegravetedans le cœur du reacuteacteur le systegraveme qui assure le deacuteplacement de ces absorbants estconccedilu pour que ceux-ci chutent (pour ceux dont les meacutecanismes sont situeacutes au-dessus dela zone du combustible) dans le cœur en cas de perte de leur alimentation eacutelectrique cequi peut ecirctre obtenu avec des eacutelectro-aimants

Le chargement du cœur (mise en place des eacuteleacutements combustibles qui constituent cecœur) est une opeacuteration importante reacutealiseacutee selon des proceacutedures qui preacutevoient demultiples veacuterifications et controcircles Des dispositions mateacuterielles peuvent ecirctre mises enplace pour empecirccher physiquement certaines erreurs de positionnement qui pourraientdeacutegrader la sucircreteacute du reacuteacteur

Il est agrave noter que dans le cadre des reacuteexamens de sucircreteacute peacuteriodiques certainsreacuteacteurs de recherche ont eacuteteacute doteacutes en compleacutement du systegraveme de protection tel quedeacutecrit ci-avant drsquoun moyen ultime permettant drsquoassurer lrsquoarrecirct de la reacuteaction en chaicircneagrave lrsquoeacutegard de situations accidentelles au cours desquelles une deacuteformation du cœurpourrait empecirccher ou retarder de faccedilon reacutedhibitoire la chute des absorbants (parexemple en cas de fort seacuteisme) Il peut srsquoagir drsquoun systegraveme simple drsquoinjection drsquounabsorbant neutronique en solution dans lrsquoeau du circuit primaire Agrave titre drsquoexemple cetype de systegraveme a eacuteteacute mis en place pour le reacuteacteur CABRI (injection drsquoeau boreacutee) et ilest retenu pour le reacuteacteur Jules Horowitz au titre des dispositions de gestion desaccidents avec fusion du cœur

Mais au-delagrave des moyens classiques de maicirctrise de la reacuteactiviteacute deacutecrits ci-dessus ilconvient eacutegalement de preacutevenir les deacutefaillances susceptibles de conduire agrave des insertionsde reacuteactiviteacute dans un cœur

Ainsi un dysfonctionnement des meacutecanismes des absorbants qui entraicircnerait unretrait voire lrsquoeacutejection de ceux-ci hors de la zone du cœur ndash donc une insertion dereacuteactiviteacute ndash alors que leur position requise est drsquoecirctre inseacutereacutee dans le cœur ou au droitde la zone du cœur afin drsquoen maicirctriser sa reacuteactiviteacute doit ecirctre eacutetudieacutee notamment degravesles phases de conception drsquoun reacuteacteur de recherche Des dispositions de conceptionpeuvent ecirctre mises en œuvre pour limiter lrsquoamplitude ou la vitesse de retrait desabsorbants comme cela a notamment eacuteteacute retenu dans le cas du reacuteacteur JulesHorowitz au cours des eacutetudes de conception

De mecircme des sceacutenarios particuliers de fuites ou des ruptures de structures de blocs-piles (cuves doigts de ganthellip) pouvant conduire agrave des insertions de reacuteactiviteacute dans uncœur (par exemple dans le cas du RHF une entreacutee drsquoeau leacutegegravere dans lrsquoeau lourde quicircule dans le cœur) sont agrave examiner et neacutecessitent eacutevidemment que des dispositionsadeacutequates de surveillance en service de ces structures soient mises en œuvre pour lesrendre suffisamment improbables

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732 Maicirctrise du refroidissement du reacuteacteur

Cette fonction de sucircreteacute ne pose pas veacuteritablement de problegraveme pour les reacuteacteurs detregraves faible puissance jusqursquoagrave environ 100 kW en ordre de grandeur pour lesquels lapuissance thermique est dissipeacutee naturellement dans les structures Pour les reacuteacteurs depuissance supeacuterieure le refroidissement du cœur peut ecirctre assureacute ndash outre le caractegravereindispensable drsquoun inventaire suffisant en fluide reacutefrigeacuterant ndash par le deacutebit ascendant de cefluide qui srsquoeacutetablit naturellement dans le cœur du reacuteacteur (convection naturelle) maispeut eacutegalement neacutecessiter un deacutebit de fluide reacutefrigeacuterant plus important assureacute enconvection forceacutee Dans ce dernier cas le cœur du reacuteacteur est alors refroidi par un circuitdit circuit primaire dont le deacutebit est assureacute par des pompes de circulation ce circuit eacutetantlui-mecircme geacuteneacuteralement refroidi par un circuit secondaire (de faccedilon agrave eacuteviter les rejetsradioactifs le fluide primaire eacutetant susceptible drsquoecirctre contamineacute)

Le circuit primaire peut ecirctre complegravetement fermeacute ou ecirctre partiellement ouvert surla piscine du reacuteacteur Les deacutefaillances de ce circuit (perte de deacutebit baisse de pressionperte de lrsquoinventaire en eau) sont deacutetecteacutees par le systegraveme de protection qui deacuteclenchedes alarmes voire la mise agrave lrsquoarrecirct automatique du reacuteacteur Il reste toutefois unepuissance reacutesiduelle agrave eacutevacuer dont lrsquoimportance deacutepend du fonctionnement anteacuterieurdu reacuteacteur et notamment de la puissance de fonctionnement Pour des reacuteacteursdrsquoune puissance (en fonctionnement) de lrsquoordre de quelques meacutegawatts le deacutebit deconvection naturelle peut ecirctre suffisant pour assurer le refroidissement du combustibledu reacuteacteur arrecircteacute Neacuteanmoins pour que ce deacutebit srsquoinstaure de lrsquoeau de la piscine danslaquelle le cœur est immergeacute doit pouvoir peacuteneacutetrer agrave lrsquointeacuterieur des eacuteleacutementscombustibles Cette mise en communication entre le circuit primaire et lrsquoeau de lapiscine est assureacutee par des clapets geacuteneacuteralement installeacutes sur les tuyauteries drsquoeau derefroidissement du cœur agrave lrsquoentreacutee de celui-ci Lors du fonctionnement en puissance dureacuteacteur ces clapets sont maintenus en position fermeacutee par la diffeacuterence de pressionentre lrsquoeau de la piscine et le circuit primaire ils srsquoouvrent (naturellement) lorsquecette diffeacuterence de pression diminue (cas drsquoune perte de deacutebit primaire) Ces clapetssont en geacuteneacuteral doubleacutes pour eacuteviter de perdre la fonction de mise en communication dela piscine avec le circuit primaire en cas de deacutefaillance drsquoun clapet (application ducritegravere de deacutefaillance unique) Selon la puissance reacutesiduelle deacutegageacutee par le cœur dureacuteacteur il peut eacutegalement ecirctre neacutecessaire de maintenir dans les premiegraveres minutesqui suivent lrsquoarrecirct du reacuteacteur un deacutebit de refroidissement supeacuterieur agrave celui reacutesultantde la convection naturelle Agrave cette fin les pompes du circuit primaire sont eacutequipeacutees devolants drsquoinertie qui permettent drsquoassurer leur ralentissement progressif maintenantainsi une circulation de fluide primaire suffisante dans le cœur du reacuteacteur pendant unecertaine dureacutee apregraves lrsquoarrecirct de celui-ci Les clapets et les volants drsquoinertie sont deseacutequipements dont le fonctionnement ne neacutecessite pas drsquoalimentation en fluide (eacutelec-triciteacute air comprimeacutehellip)

Pour certains reacuteacteurs de recherche la convection naturelle de lrsquoeau dans le cœur peutmecircme permettre drsquoeacutevacuer une faible puissance de fonctionnement cette possibiliteacute estpreacutevue dans les regravegles geacuteneacuterales drsquoexploitation de ces reacuteacteurs Il est agrave noter qursquoelle permetainsi de veacuterifier en conditions normales de fonctionnement du reacuteacteur le bon fonction-nement des clapets et le bon eacutetablissement de la convection naturelle drsquoeau dans le cœur Il

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convient toutefois de souligner que dans les reacuteacteurs dont le cœur est refroidi enconditions normales par un deacutebit descendant drsquoeau (RHF ORPHEE) la convection naturellene srsquoinstaure pas progressivement de faccedilon immeacutediate car elle neacutecessite une inversion dusens de lrsquoeacutecoulement dans le cœur pour de tels reacuteacteurs cela neacutecessite bien eacutevidemmentdrsquoecirctre veacuterifieacute lors des essais de deacutemarrage puis en exploitation

Pour des reacuteacteurs de recherche de forte puissance comme le reacuteacteur JulesHorowitz en cours de construction agrave Cadarache (drsquoune puissance de 100 MW) un deacutebitforceacute de refroidissement du cœur doit ecirctre assureacute pendant plusieurs heures apregraveslrsquoarrecirct de celui-ci compte tenu de la puissance reacutesiduelle deacutegageacutee Lrsquoeacutevacuation decette puissance reacutesiduelle neacutecessite un recours agrave des systegravemes laquo actifs raquo comprenant dessystegravemes normaux et des systegravemes de sauvegarde pour les situations accidentelles cesderniers systegravemes comportent des pompes et des eacutechangeurs de chaleur avec un ouplusieurs autres circuits de refroidissement Compte tenu de lrsquoimportance de cescircuits pour la sucircreteacute ils font lrsquoobjet drsquoexigences fortes en termes de conceptionreacutealisation et drsquoexploitation (surveillance en service maintenancehellip) En particulier cescircuits sont doubleacutes chaque circuit eacutetant capable agrave lui seul drsquoeacutevacuer toute lapuissance reacutesiduelle geacuteographiquement seacutepareacutes leurs alimentations eacutelectriquessont secourues (batteries groupes eacutelectrogegravenes) et les longueurs des tuyauteries etles nombres de brides et de raccords sont reacuteduits pour limiter les risques de fuite ou debregraveche

Pour les reacuteacteurs de recherche dont le cœur est placeacute dans une piscine il est essentielde maintenir lrsquoinventaire en eau de celle-ci dans toutes les situations envisageables Eneffet le maintien de cet inventaire participe agrave la maicirctrise de la fonction de refroidisse-ment et eacutegalement agrave la protection contre les rayonnements ionisants Une baisse duniveau drsquoeau dans la piscine peut reacutesulter drsquoune fuite de celle-ci ou drsquoune fuite ou bregravechedrsquoun circuit en communication avec ladite piscine Afin de preacutevenir une baisse du niveaudrsquoeau une disposition de conception consiste agrave faire en sorte que toutes les tuyauteriestraversant le geacutenie civil de la piscine deacutebouchent au-dessus du niveau du cœur Celaconcerne notamment des circuits auxiliaires ndash tels que le circuit laquo de couche chaude raquopreacuteciseacute plus loin au paragraphe 733 dont le rocircle est de deacutebarrasser lrsquoeau de la piscine desimpureteacutes deacuteposeacutees agrave sa surface ou le circuit drsquoappoint drsquoeau qui permet de compenserlrsquoeacutevaporation drsquoeau de la piscine

Dans le cas des reacuteacteurs agrave laquo faisceaux sortis de neutrons raquo les canaux neutroniques(figure 74) qui traversent les parois de la piscine ne peuvent pas respecter la mecircmedisposition puisqursquoils sont situeacutes par deacutefinition au niveau du cœur du reacuteacteur aussi lecanal drsquoun faisceau de neutrons est eacutequipeacute

ndash geacuteneacuteralement drsquoune laquo fenecirctre203 raquo membrane reacutealiseacutee avec un mateacuteriau suffisam-ment transparent aux neutrons (geacuteneacuteralement de lrsquoaluminium ou un alliage

203 Par exemple les doigts de gant H6 et H9 du RHF qui permettent lrsquointroduction drsquoeacutechantillons surun chariot pour les soumettre au flux de neutrons le plus eacuteleveacute aupregraves du cœur ne disposent pasde laquo fenecirctres raquo Dans ce cas la redondance drsquoeacutetancheacuteiteacute est reporteacutee sur drsquoautres vannes situeacuteesen aval de la vanne de seacutecuriteacute

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drsquoaluminium) qui assure la seacuteparation de la partie en reacuteacteur du canal et lrsquoairexteacuterieur des zones deacutedieacutees aux expeacuterimentateurs cette fenecirctre est dimen-sionneacutee pour reacutesister agrave des chargements accidentels (agrave une arriveacutee drsquoeau dans lecanal en cas de rupture du doigt de gant eacuteventuellement agrave un accident de typeBORAX dans le cœur)

ndash drsquoune vanne drsquoisolement au niveau de la paroi de la piscine ou laquo vanne de seacutecuriteacute raquoouverte en permanence lorsque le reacuteacteur fonctionne permettant drsquoassurer unedouble eacutetancheacuteiteacute En cas drsquoarriveacutee drsquoeau dans le doigt de gant un automatismepeut deacuteclencher la fermeture de cette vanne

Par ailleurs les canaux disposent drsquoobturateurs de leurs faisceaux neutroniquesorganes distincts des laquo fenecirctres raquo et des vannes de seacutecuriteacute deacutecrites ci-dessus

Compte tenu de la vitesse de circulation de lrsquoeau dans le circuit primaire une fuitedrsquoune portion de ce circuit en dehors de la piscine pourrait entraicircner une vidange de celle-ci par siphonage Pour eacuteviter ce deacutenoyage les tuyauteries du circuit primaire sonteacutequipeacutees de dispositifs casse-siphon (figure 75) dont le rocircle est drsquoarrecircter le siphonage dela piscine en injectant de lrsquoair dans le circuit affecteacute par la fuite (lrsquoenvoi drsquoair peut ecirctrereacutealiseacute de maniegravere passive ou par un eacutequipement actif tel qursquoune vanne)

Lrsquoun des concepts utiliseacute dans des reacuteacteurs de recherche franccedilais (reacuteacteurs de typepiscine comme OSIRIS ORPHEE et le RJH) pour reacuteduire le risque de deacutenoyage du cœur dureacuteacteur agrave la suite drsquoune bregraveche du circuit primaire est le concept dit laquo bloc-eau raquo(figure 76) Ce concept consiste agrave assurer une eacutetancheacuteiteacute suffisante et un volumeadeacutequat de tous les locaux ougrave se trouvent des portions de circuits dont une bregravechepourrait conduire agrave une vidange de la piscine Ainsi en cas de rupture drsquoun tel circuit lrsquoeausrsquoeacutecoule dans un local eacutetanche jusqursquoagrave le remplir totalement La quantiteacute drsquoeau perdue parla bregraveche est limiteacutee par le volume du local ce qui arrecircte la vidange de la piscine agrave unniveau suffisamment eacuteleveacute eacutecartant le risque de deacutenoyage des eacuteleacutements combustibles

Figure 74 Scheacutema en coupe drsquoun doigt de gant eacutequipant le RHF copy ILL

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Cela suppose toutefois que des dispositions rigoureuses drsquoexploitation assurent lemaintien de lrsquoeacutetancheacuteiteacute des locaux en question (maintien des portes en positionfermeacuteehellip) ou de conception (indication reporteacutee en salle de commande de la positiondes porteshellip)

Figure 75 Scheacutema de principe de dispositifs casse-siphons laquo passifs raquo sur un circuit de refroidissementcopy Georges GoueacuteIRSN

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Enfin il convient de rappeler que les piscines des reacuteacteurs de recherche franccedilaisutilisant du combustible agrave base drsquoalliage uranium-aluminium sont conccedilues pour reacutesister agraveun accident de type BORAX

733 Maicirctrise du confinement

Le principe de la maicirctrise du confinement des substances radioactives est pour lesreacuteacteurs de recherche comme pour les autres installations nucleacuteaires de base franccedilaiseslrsquointerposition de plusieurs laquo barriegraveres raquo entre ces substances et lrsquoenvironnement Enlrsquooccurrence agrave lrsquoeacutegard du combustible

ndash la premiegravere laquo barriegravere raquo de confinement est constitueacutee par les gaines meacutetalliquesdes eacuteleacutements combustibles

ndash une deuxiegraveme laquo barriegravere raquo de confinement est geacuteneacuteralement constitueacutee parlrsquoenveloppe du circuit de refroidissement toutefois comme cela a eacuteteacute indiqueacutepreacuteceacutedemment pour certains reacuteacteurs de recherche ce circuit communique avecla piscine et ne constitue donc pas pleinement une laquo barriegravere raquo de confinement

Figure 76 Le concept de laquo bloc-eau raquo limitation de la baisse du niveau drsquoeau de la piscine en cas debregraveche drsquoun circuit de refroidissement copy Georges GoueacuteIRSN

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ndash au-delagrave une derniegravere laquo barriegravere raquo de confinement est constitueacutee par le bacirctimentougrave le cœur du reacuteacteur est implanteacute (et dont la partie infeacuterieure est constitueacuteeselon les configurations du radier du plancher de la ou des piscines ou encore delocaux)

Il convient de souligner ici que cette derniegravere laquo barriegravere raquo de confinement comporteen geacuteneacuteral le bacirctiment proprement dit ndash qui assure un confinement laquo passif raquo ndash et unsystegraveme de ventilation et de filtration ndash qui assure un confinement laquo dynamique raquo

Par ailleurs dans les reacuteacteurs agrave canaux neutroniques les circuits drsquoeau lourdecontiennent de lrsquoeau tritieacutee formeacutee par lrsquoactivation neutronique des atomes de deuteacuteriumde lrsquoeau lourde Cela impose une eacutetancheacuteiteacute approprieacutee de ces circuits compte tenu desrisques radiologiques associeacutes au tritium

Le bacirctiment du reacuteacteur doit ecirctre conccedilu de maniegravere agrave limiter les fuites verslrsquoenvironnement Agrave cette fin les traverseacutees par lesquelles passent des tuyauteries oudes cacircbles sont en nombre aussi limiteacute que possible et eacutetancheacutees par des mateacuteriauxapproprieacutes Lrsquoeacutetancheacuteiteacute drsquoun bacirctiment nrsquoeacutetant jamais parfaite le confinement passifqursquoil assure est en geacuteneacuteral compleacuteteacute par un confinement dynamique qui maintient uneleacutegegravere deacutepression dans le bacirctiment par rapport agrave lrsquoexteacuterieur (le cas particulier du RHFest abordeacute plus loin) Ainsi lrsquoair passant par les fuites du bacirctiment ira preacutefeacuterentiel-lement de lrsquoexteacuterieur vers lrsquointeacuterieur du bacirctiment Ce confinement laquo actif raquo neacutecessitedes eacutequipements tels que des ventilateurs drsquoextraction et de soufflage compleacuteteacutes pardes dispositifs de filtration (filtres agrave tregraves haute efficaciteacute [THE] piegraveges agrave iode [PAI])visant agrave retenir les substances dangereuses avant leur rejet par lrsquoair danslrsquoenvironnement

En cas drsquoincident ou drsquoaccident conduisant agrave une dispersion de substances radio-actives au sein du bacirctiment du reacuteacteur la ventilation est geacuteneacuteralement arrecircteacuteeautomatiquement lors de lrsquoarrecirct du reacuteacteur afin drsquoassurer dans un premier temps unconfinement statique des substances radioactives diminuant ainsi leur dangerositeacutepar la deacutecroissance radioactive des produits de fission agrave vie courte Dans un secondtemps la ventilation peut ecirctre remise en service pour filtrer les rejets Neacuteanmoinspendant la phase de confinement statique la pression dans le bacirctiment augmente(eacutechauffement de lrsquoair par les produits de fission en suspension) et une partie de sonatmosphegravere peut alors ecirctre transfeacutereacutee sans filtration dans lrsquoenvironnement par lesfuites laquo naturelles raquo du bacirctiment Crsquoest pourquoi certains reacuteacteurs de recherche(ORPHEE RJH) sont doteacutes drsquoune laquo zone de reprise des fuites raquo il srsquoagit drsquoun localattenant au bacirctiment du reacuteacteur eacutequipeacute drsquoun systegraveme de ventilation muni de filtresdans lequel deacutebouchent toutes les traverseacutees de ce bacirctiment (figure 77) ce localcollecte ainsi la majoriteacute des fuites du bacirctiment et les filtres avant leur rejet danslrsquoenvironnement

Une autre disposition consiste agrave mettre en place autour du bacirctiment une zoneannulaire dans laquelle la pression est toujours maintenue agrave une valeur supeacuterieure agrave cellequi existe agrave lrsquointeacuterieur du bacirctiment Cette disposition a eacuteteacute retenue pour le RHF

Le choix des dispositions de la derniegravere laquo barriegravere raquo de confinement est fonction de lacomposition et des quantiteacutes de substances radioactives susceptibles drsquoecirctre relacirccheacutees en

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conditions accidentelles et de la cineacutetique de ces relacircchements drsquoautres consideacuterationstelles que la proximiteacute de populations pouvant eacutegalement intervenir dans le choix Pour lesprojets de nouveau reacuteacteur il srsquoagit drsquoun choix important qui doit apparaicirctre degraves le dossierdrsquooptions de sucircreteacute transmis agrave lrsquoautoriteacute de sucircreteacute et qui doit ecirctre examineacute dans ce cadre

Il convient encore de noter que la plupart des reacuteacteurs de recherche sont eacutequipeacutesdrsquoune ventilation de secours assurant une extraction drsquoair agrave un deacutebit reacuteduit permettant demaintenir une leacutegegravere deacutepression dans le bacirctiment du reacuteacteur apregraves un arrecirct de laventilation normale Cette ventilation de secours qui est eacutequipeacutee de filtres agrave tregraves hauteefficaciteacute et de piegraveges agrave iode permet drsquoeacutetaler dans le temps les rejets radioactifseacuteventuels de les filtrer et de mesurer la radioactiviteacute rejeteacutee Le passage de la ventilationnormale agrave la ventilation de secours est automatique en cas de deacutepassement drsquoun seuilpreacutedeacutetermineacute drsquoactiviteacute dans le bacirctiment du reacuteacteur

Deux speacutecificiteacutes de certains reacuteacteurs de recherche peuvent encore ecirctre souligneacutees

ndash comme cela a eacuteteacute indiqueacute plus haut dans certains reacuteacteurs de recherche le circuitprimaire communique avec la piscine Pour proteacuteger les opeacuterateurs ou expeacuterimen-tateurs ameneacutes agrave travailler sur la margelle de la piscine ces reacuteacteurs disposent drsquoun

Figure 77 Scheacutemas de principe de dispositions mises en place en vue drsquoeacuteviter les fuites directes delrsquoatmosphegravere du bacirctiment drsquoun reacuteacteur vers lrsquoenvironnement copy Georges GoueacuteIRSN

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systegraveme de laquo couche chaude raquo qui envoie de lrsquoeau chaude (agrave 40 degC) agrave la partiesupeacuterieure de la piscine et lrsquoaspire toujours agrave la partie supeacuterieure agrave lrsquoopposeacute Lahauteur de la laquo couche chaude raquo est comprise entre 2 m et 4 m Lrsquoeau reacutecupeacutereacutee esteacutepureacutee de faccedilon continue sur des reacutesines eacutechangeuses drsquoions Gracircce agrave la diffeacuterence detempeacuterature creacuteeacutee par la laquo couche chaude raquo les substances radioactives restentbloqueacutees dans lrsquoeau plus froide de la partie basse de la piscine

ndash le circuit primaire peut sortir du bacirctiment du reacuteacteur cela est le cas du reacuteacteurCABRI (voir la figure 511) pour lequel les deux reacuteservoirs du circuit primaire situeacuteshors du bacirctiment du reacuteacteur sont eacutequipeacutes drsquoun double fond compleacuteteacute drsquoun bac dereacutetention204

734 Risques de criticiteacute

Un accident de criticiteacute peut entraicircner une irradiation grave des personnes situeacutees agraveproximiteacute de la zone concerneacutee pouvant entraicircner leur deacutecegraves Aussi lorsque la criticiteacutenrsquoest pas rechercheacutee que ce soit dans le cœur du reacuteacteur lorsqursquoil est agrave lrsquoarrecirct ou danstoute autre partie de lrsquoinstallation mettant en œuvre du plutonium de lrsquouraniumpreacutesentant un enrichissement en isotope 235 supeacuterieur agrave 1 ou certains actinidesdits mineurs (curium ameacutericiumhellip) des dispositions sont prises pour maintenir lesmatiegraveres correspondantes dans un eacutetat sous-critique

Pour deacuteclencher une reacuteaction en chaicircne dans un milieu une quantiteacute suffisante denoyaux fissiles doit ecirctre mise en jeu Il existe ainsi une masse en deccedilagrave de laquelle unereacuteaction de fission auto-entretenue nrsquoest physiquement pas possible pour un milieudonneacute La limitation de la masse de matiegraveres fissiles205 est donc un moyen drsquoeacuteviter ledeacuteclenchement drsquoune reacuteaction en chaicircne Les limites associeacutees agrave ce laquo mode de controcircle raquoconsideacutereacute seul sont toutefois geacuteneacuteralement faibles Aussi srsquoil est applicable agrave lrsquoeacutechelledrsquoun conteneur drsquoune boicircte agrave gants ou drsquoun laboratoire mettant en œuvre de faiblesquantiteacutes de matiegraveres fissiles il nrsquoest pas agrave lui seul adapteacute agrave des locaux accueillant desmatiegraveres fissiles en quantiteacutes importantes comme par exemple les entreposagesdrsquoeacuteleacutements combustibles des maquettes critiques

Deux principes simples sont alors utiliseacutes pour assurer la sous-criticiteacute

ndash reacuteduire autant que possible la production de neutrons en diminuant la probabiliteacutedes reacuteactions de fission

ndash favoriser autant que possible les fuites de neutrons hors du milieu consideacutereacute ouleur absorption par capture steacuterile206

204 Il srsquoagit de reacuteservoirs qui sont sous tregraves faible pression drsquoeau205 Il est rappeleacute qursquoun isotope est dit fissile si son noyau peut subir une fission sous lrsquoeffet drsquoun

bombardement par des neutrons de toutes eacutenergies (rapides ou lents) Le seul isotope fissilenaturel est lrsquouranium 235

206 Les neutrons sont captureacutes par des noyaux des meacutetaux de structure du modeacuterateur des gainesdes eacuteleacutements combustibles des eacuteleacutements absorbants ou encore par des noyaux fissiles mais sansdonner de fission Les neutrons sont donc perdus pour la reacuteaction en chaicircne Les mateacuteriauxcorrespondants sont activeacutes (rendus radioactifs) par ces captures

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Le ralentissement des neutrons propice agrave lrsquoentretiendrsquoune reacuteaction en chaicircne

Au moment de leur naissance lors drsquoune fission les neutrons ont une eacutenergiecineacutetique eacuteleveacutee (de lrsquoordre de 2 MeV) et leur probabiliteacute de provoquer une fissionest relativement faible Mais lors de leur deacuteplacement dans la matiegravere les neutronscegravedent progressivement une partie de leur eacutenergie du fait de collisions avec lesnoyaux du milieu ce qui augmente leur probabiliteacute de capture et donc de fission Ceprocessus de ralentissement des neutrons communeacutement appeleacute laquo modeacuteration raquo estdrsquoautant plus important que les noyaux rencontreacutes sont leacutegers lrsquohydrogegravene est doncun tregraves bon modeacuterateur

Lrsquoeau et les mateacuteriaux hydrogeacuteneacutes eacuteleacutements laquo modeacuterateurs raquo (voir le focus)accroissent les probabiliteacutes de fission de lrsquouranium 235 et donc les risques de criticiteacuteCrsquoest pourquoi dans certains locaux lrsquoutilisation drsquoeau peut ecirctre interdite mecircme en casdrsquoincendie (une poudre extinctrice speacutecifique agrave faible teneur en hydrogegravene est alorsutiliseacutee) Il srsquoagit drsquoun laquo mode de controcircle raquo par limitation de la modeacuteration

La preacutesence de mateacuteriaux hydrogeacuteneacutes dans les deacutechets ou autour des combustiblesest agrave prendre en consideacuteration dans les eacutetudes de criticiteacute

Les caracteacuteristiques geacuteomeacutetriques des eacutequipements renfermant les matiegraveres fissilesont une influence importante sur les fuites de neutrons Le laquo mode de controcircle raquo par lageacuteomeacutetrie offre lrsquoavantage drsquoecirctre peu sensible aux erreurs humaines en exploitation Il

Figure 78 La reacuteaction de fission de lrsquouranium 235 copy Georges GoueacuteIRSN

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doit cependant ecirctre retenu degraves la conception des eacutequipements chaque fois que cela estpossible en tenant compte des situations et agressions pouvant conduire agrave des modi-fications de la laquo geacuteomeacutetrie raquo des matiegraveres fissiles (corrosion deacuteformations accidentellesen cas drsquoaugmentation de tempeacuteratures en cas de seacuteismehellip) Des dispositions doivent parailleurs ecirctre prises lors des modifications ou changements de ces eacutequipements pourassurer des caracteacuteristiques geacuteomeacutetriques approprieacutees

Les neutrons sortant drsquoun milieu fissile continuent leur trajectoire et peuvent ecirctrerenvoyeacutes dans leur milieu drsquoorigine du fait des collisions avec les noyaux de mateacuteriaux(reacuteflexion neutronique) Une fraction des neutrons sortant drsquoun milieu fissile peuteacutegalement entrer dans un eacutequipement proche contenant eacutegalement des matiegraveresfissiles et y provoquer des fissions (interaction neutronique) Ces deux pheacutenomegravenesdoivent ecirctre pris en compte dans les eacutetudes relatives aux risques de criticiteacute

Enfin la maicirctrise des risques de criticiteacute peut ecirctre obtenue en ayant recours agrave lrsquoemploide laquo poisons neutroniques raquo tels que le bore le cadmium ou le hafnium qui sontparticuliegraverement efficaces pour absorber les neutrons

Le choix drsquoun (ou plusieurs) laquo mode(s) de controcircle raquo pour une installation (piscinedrsquoentreposage drsquoeacuteleacutements combustibles magasin drsquoentreposage de plaquettes ou reacuteglet-tes pour la maquette MASURCAhellip) peut conduire agrave deacutefinir des limites strictes pourcertains paramegravetres bien identifieacutes qui tiennent compte non seulement des conditionsnormales dans laquelle se trouve les matiegraveres fissiles mais aussi des situations perturbeacuteesenvisageables (seacuteismehellip) Les matiegraveres susceptibles drsquoecirctre preacutesentes dans lrsquoenvironne-ment (proche) des matiegraveres nucleacuteaires eacutetudieacutees sont eacutevidemment agrave prendre en comptedans les eacutetudes de criticiteacute car elles peuvent interagir neutroniquement avec elles etaccroicirctre les risques de criticiteacute

Dans un reacuteacteur de recherche les eacuteleacutements combustibles eacutetant freacutequemmentmanipuleacutes par les opeacuterateurs la preacutevention des risques de criticiteacute peut reposer engrande partie dans certaines phases de leur manipulation sur des dispositions organi-sationnelles et humaines visant au respect des limitations deacutefinies au terme des eacutetudesCes dispositions peuvent comporter des points drsquoarrecirct dans les manipulations lrsquoutilisationde gabarits permettant de ne pas deacutepasser un nombre admissible de reacuteglettes ouplaquettes de combustible comme dans le cas de MASURCA De telles dispositionsont eacuteteacute adopteacutees agrave lrsquoissue du reacuteexamen de sucircreteacute effectueacute en 2005-2006 sur la basedrsquoune analyse des risques de criticiteacute tenant compte des facteurs organisationnels ethumains pour cette installation

74 Prise en compte des agressionsComme pour les autres installations nucleacuteaires de base les agressions agrave consideacuterer

relegravevent de deux types

ndash les agressions internes dont lrsquoorigine est agrave lrsquointeacuterieur de lrsquoinstallation

ndash les agressions externes dont lrsquoorigine est agrave lrsquoexteacuterieur de lrsquoinstallation

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741 Agressions internes

Les principales agressions internes pouvant affecter la sucircreteacute drsquoun reacuteacteur derecherche sont les inondations (agrave la suite drsquoune fuite ou de la rupture drsquoune tuyauterieou drsquoun reacuteservoir) les incendies et les explosions ainsi que les chutes de charge Lesreacuteacteurs de recherche nrsquoeacutetant geacuteneacuteralement pas refroidis avec des fluides agrave hautepression les risques de laquo fouettement207 raquo de tuyauteries sont moindres que dans le casdes reacuteacteurs agrave eau sous pression par exemple ils peuvent toutefois devoir ecirctre traiteacutespour des boucles expeacuterimentales Pour chaque type drsquoagression les conseacutequences sur lasucircreteacute du reacuteacteur doivent ecirctre eacutevalueacutees et des dispositions approprieacutees ecirctre mises enœuvre en termes de preacutevention et de limitation des conseacutequences Les fonctions desucircreteacute ne doivent pas ecirctre rendues indisponibles

Concernant les inondations internes les eacutequipements eacutelectriques constituent deseacutequipements sensibles leur contact avec de lrsquoeau pouvant entraicircner des courts-circuits etdes deacuteparts de feu

Les locaux qui contiennent (ou peuvent contenir) des matiegraveres fissiles sont eacutegalementsensibles en cas drsquoinondation compte tenu du risque de criticiteacute

Des dispositions telles que des murets agrave lrsquoentreacutee des locaux et la sureacuteleacutevation desarmoires drsquoentreposage de matiegraveres fissiles peuvent ecirctre retenues En outre il convientdrsquoeacuteviter autant que faire se peut que des tuyauteries drsquoeau cheminent dans les locauxsensibles ou abritent des eacutequipements sensibles en cas drsquoinondation

Concernant les inondations externes un revecirctement drsquoeacutetancheacuteiteacute peut ecirctre mis enplace dans les zones approprieacutees drsquoune installation en vue de preacutevenir une inondation agravelrsquointeacuterieur de celle-ci par de lrsquoeau qui viendrait de lrsquoexteacuterieur du bacirctiment de cetteinstallation (au niveau du sol ou par remonteacutee de nappe phreacuteatique)

Par ailleurs les multiples eacutequipements (eacutelectriques) associeacutes aux expeacuteriences peuventcompliquer la maicirctrise des risques drsquoincendie dans un reacuteacteur de recherche qui doit ecirctreassureacutee tout au long de son exploitation Un incendie est survenu au mois drsquoaoucirct 1979dans le local abritant les armoires drsquoeacutelectronique de lrsquohodoscope208 du reacuteacteur CABRILrsquoorigine du feu a eacuteteacute attribueacutee agrave lrsquoeacutechauffement drsquoun transformateur situeacute en partie bassedrsquoune armoire Cette armoire eacutetait fermeacutee sur toutes ses faces de sorte que lrsquoincendieeacutetait deacutejagrave significatif lorsque le deacutetecteur a donneacute lrsquoalarme Une fumeacutee opaque etcorrosive srsquoest reacutepandue rapidement dans plusieurs salles ce qui gecircna consideacuterablementles investigations et la lutte contre lrsquoincendie le foyer le plus actif eacutetant masqueacute parlrsquoarmoire et les salles ne disposant pas alors drsquoun systegraveme de deacutesenfumage Il srsquoensuivitpendant un temps assez long une erreur drsquoappreacuteciation quant agrave la salle ougrave le sinistre

207 La rupture complegravete drsquoune tuyauterie peut conduire agrave des mouvements des deux tronccedilonsopposeacutes ce qui est appeleacute fouettement plus ou moins violents selon la pression du fluide agravelrsquointeacuterieur du circuit concerneacute

208 Il srsquoagit drsquoun dispositif permettant drsquoobserver le comportement drsquoeacuteleacutements combustibles placeacutesdans la section drsquoessai du reacuteacteur CABRI lors des expeacuterimentations simulant des conditionsaccidentelles menant agrave la fusion et agrave la couleacutee de combustible plus preacuteciseacutement les mouvementsde la matiegravere fissile

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srsquoeacutetait deacuteclareacute Le feu fut finalement combattu agrave lrsquoeau diffuseacutee et ne fut totalementmaicirctriseacute qursquoau bout de deux heures Toutes les armoires drsquoeacutelectronique209 de lrsquohodoscopefurent deacutetruites et ce dernier fut inutilisable pendant huit mois

Une regravegle fondamentale de sucircreteacute a eacuteteacute eacutetablie en 1991 speacutecifiquement pour lesreacuteacteurs de recherche en matiegravere de risques drsquoincendie (voir le paragraphe 62) Plusreacutecemment en 2014 une deacutecision de lrsquoASN210 a fixeacute les regravegles applicables aux installationsnucleacuteaires de base en geacuteneacuteral pour la maicirctrise de ce risque Le principe geacuteneacuteral de deacutefense enprofondeur y est ici deacuteclineacute en quatre niveaux

ndash laquo la preacutevention des deacuteparts de feu

ndash la deacutetection et lrsquoextinction rapide des deacuteparts de feu pour drsquoune part empecirccher queceux-ci ne conduisent agrave un incendie et drsquoautre part reacutetablir une situationde fonctionnement normal ou agrave deacutefaut atteindre puis maintenir un eacutetat sucircr211

de lrsquoINB

ndash la limitation de lrsquoaggravation et de la propagation drsquoun incendie qui nrsquoaurait pas puecirctre maicirctriseacute afin de minimiser son impact sur la sucircreteacute nucleacuteaire et de permettrelrsquoatteinte ou le maintien drsquoun eacutetat sucircr de lrsquoINB

ndash la gestion des situations drsquoaccident reacutesultant drsquoun incendie nrsquoayant pu ecirctre maicirctriseacutede faccedilon agrave limiter les conseacutequences pour les personnes et lrsquoenvironnement raquo

Les trois premiers niveaux visent agrave ne pas compromettre les fonctions fondamentalesde sucircreteacute les eacutequipements qui assurent ces fonctions doivent bien eacutevidemment ecirctreproteacutegeacutes des effets drsquoun incendie

Comme pour les autres installations nucleacuteaires de base les deacuteparts de feu sontpreacutevenus dans les reacuteacteurs de recherche par lrsquoutilisation autant que possible demateacuteriaux peu inflammables et par la limitation des matiegraveres combustibles au strictneacutecessaire dans les locaux ou les zones qui leur sont affecteacutes (piscines drsquoentreposagemagasinshellip)

Par ailleurs ils sont eacutequipeacutes de systegravemes de deacutetection drsquoincendie qui informent lesopeacuterateurs en cas de deacutepart de feu et qui peuvent eacuteventuellement deacuteclencher des actionsautomatiques comme lrsquoarrecirct du soufflage drsquoair du systegraveme de ventilation la fermeturede clapets coupe-feu pour limiter la propagation de lrsquoincendie

Enfin des moyens de lutte adapteacutes aux types drsquoincendie envisageacutes et aux eacutequipe-ments agrave proteacuteger eacutequipent les reacuteacteurs de recherche Certaines speacutecificiteacutes peuventtoutefois ecirctre souligneacutees par exemple dans les locaux drsquoentreposage et de manutentiondes eacuteleacutements constitutifs des cœurs (plaquettes et reacuteglettes de combustible de sodium

209 Certains documents font en outre eacutetat drsquoune deacuteteacuterioration de relais du systegraveme de protection dureacuteacteur par les fumeacutees qui se sont propageacutees

210 Deacutecision ASN ndeg 2014-DC-0417 du 28 janvier 2014211 Le guide ASN ndeg 22 relatif agrave la conception des reacuteacteurs agrave eau sous pression diffuseacute en 2017 deacutefinit

ainsi un eacutetat sucircr laquo eacutetat stabiliseacute drsquoune INB dans lequel la sous-criticiteacute lrsquoeacutevacuation de la puissancereacutesiduelle et le confinement des substances radioactives sont assureacutes durablement raquo

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solidehellip) de lrsquoinstallation MASURCA des dispositifs drsquoextinction utilisant des poudres agravebase de graphite sont installeacutes pour les cas de feu pouvant impliquer des eacuteleacutements desodium solide compte tenu du caractegravere eacutenergeacutetique drsquoune reacuteaction sodium-eau (feu desodium eacutemission drsquoaeacuterosols drsquooxyde et de peroxyde de sodiumhellip) Par ailleurs commecela a deacutejagrave eacuteteacute indiqueacute au paragraphe 734 lrsquoutilisation drsquoeau peut ecirctre interdite danscertains locaux agrave risque de criticiteacute lrsquoeau eacutetant un modeacuterateur neutronique tel est le caspour les zones drsquoentreposage et de manutention des eacuteleacutements fissiles dans le bacirctiment destockage et manutention (BSM) de MASURCA

Afin de limiter la propagation drsquoun incendie qui nrsquoaurait pas eacuteteacute eacuteteint rapidement lesinstallations sont deacutecoupeacutees en secteurs de feu Un secteur de feu est un volume deacutelimiteacutepar des parois telles qursquoun incendie survenant agrave lrsquointeacuterieur ne puisse pas se propager agravelrsquoexteacuterieur ou inversement pendant une dureacutee deacutefinie permettant la mise en œuvre demoyens drsquoextinction La mise en place de secteurs de feu permet drsquoeacuteviter de consideacuterer laperte drsquoune fonction de sucircreteacute par mode commun degraves lors que la fonction est assureacutee pardeux systegravemes redondants implanteacutes dans deux secteurs de feu distincts Crsquoest geacuteneacute-ralement le cas pour le systegraveme de protection drsquoun reacuteacteur nucleacuteaire (qui deacuteclenchelrsquoarrecirct drsquourgence) pour les alimentations eacutelectriques etc

Pour les reacuteacteurs de recherche anciens la mise en place de dispositions desectorisation nrsquoa toutefois pas eacuteteacute preacutevue degraves leur conception ce point fait lrsquoobjetdrsquoune attention particuliegravere notamment lors des reacuteexamens de sucircreteacute agrave lrsquooccasiondesquels la possibiliteacute de reacutealiser des ameacuteliorations agrave ce sujet est tout particuliegraverementeacutetudieacutee

Il convient de mentionner la deacutecouverte de certains eacutecarts de conformiteacute relatives agravedes dispositions de sectorisation dans les installations nucleacuteaires de base en geacuteneacuteral parlrsquoexploitant lui-mecircme ou lors de visites de surveillance de lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaireDans le cadre de lrsquoapprofondissement de la reacuteduction des risques associeacutes aux incendiesdes eacutetudes en cours concernent les possibiliteacutes de propagation hors drsquoun secteur siegravegedrsquoun incendie de gaz imbrucircleacutes et de suies qui peuvent mettre en cause des voiesredondantes de systegravemes classeacutes de sucircreteacute implanteacutees dans drsquoautres secteurs de feuLrsquoIRSN megravene des travaux de recherche et de deacuteveloppement sur ce sujet212

Pour les reacuteacteurs de recherche la preacutevention des risques associeacutes drsquoexplosion reposedrsquoune maniegravere geacuteneacuterale sur la reacuteduction de leurs sources possibles et leur eacuteloignementdes eacutequipements importants pour la sucircreteacute Les risques drsquoexplosion lieacutes aux dispositifsexpeacuterimentaux mis en place dans les reacuteacteurs de recherche (y compris les eacutequipementsassocieacutes laquo agrave demeure raquo comme les laquo sources froides raquo et les laquo sources chaudes raquo) sontabordeacutes plus loin

Concernant les chutes de charge pouvant survenir lors des manutentions drsquoobjetsrelativement lourds (assemblages ou eacuteleacutements combustibles dispositifs expeacuterimentauxemballages de transporthellip) la preacutevention repose sur lrsquoadoption de dispositions robustes

212 Voir lrsquoouvrage laquo Eacutetat des recherches dans le domaine de la sucircreteacute des reacuteacteurs agrave eau souspression raquo Collection sciences et techniques IRSNEDP Sciences 2017

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de conception et de surveillance en service des engins de levage Neacuteanmoins il nrsquoestgeacuteneacuteralement pas possible drsquoexclure toute chute de telles charges Crsquoest pourquoi dansun certain nombre de piscines ont eacuteteacute installeacutees des plaques meacutetalliques placeacutees sur desabsorbeurs de chocs (parfois appeleacutes laquo plots reacutesilients raquo) en vue de proteacuteger le fond mdash oucertaines zones du fond mdash de ces piscines agrave lrsquoeacutegard de chutes drsquoobjets De mecircme certainsreacuteacteurs de recherche sont doteacutes de dispositifs dits laquo drsquoaccompagnement de charge raquoqui permettraient de ralentir la chute drsquoune charge en cours de manutention en cas dedeacutefaillance du moyen de levage

742 Agressions externes

Les agressions externes peuvent ecirctre drsquoorigine humaine213 ou naturelle Les agressionsenvisageables drsquoorigine humaine reacutesultent de la preacutesence drsquoindustries et de voies decommunication dans lrsquoenvironnement proche de lrsquoinstallation consideacutereacutee Les agressionsnaturelles envisageables deacutependent eacutetroitement du site ougrave est construit le reacuteacteur derecherche Parmi les diffeacuterentes agressions externes envisageables drsquoorigine naturelle onpeut citer les seacuteismes les inondations les incendies la foudre les vents violents et lestornades ainsi que les tempeacuteratures extrecircmes

Pour un nouveau projet de reacuteacteur de recherche la preacutevention des agressionsexternes relegraveve drsquoabord du choix du site de faccedilon agrave eacuteviter que ce choix ne conduise agrave desdifficulteacutes reacutedhibitoires quant agrave la protection et au dimensionnement des installations Entout eacutetat de cause il convient de deacuteterminer les laquo aleacuteas raquo agrave retenir pour lrsquoinstallation et lameacutethode de deacutetermination est diffeacuterente suivant le type drsquoagression

Il est agrave noter que de faccedilon geacuteneacuterale un certain nombre de reacuteacteurs de recherche onteacuteteacute construits au voisinage ou dans le peacuterimegravetre de centres drsquoeacutetudes ou drsquouniversiteacutes(comme ce fut le cas du reacuteacteur universitaire de Strasbourg arrecircteacute depuis)

Pour les agressions envisageables dues agrave lrsquoenvironnement industriel (usines deproceacutedeacutes chimiques etc) ou agrave des activiteacutes humaines (transports de toutes natures ycompris les transports aeacuteriens ndash civils et militaires) la deacutetermination des aleacuteas agrave retenirest en geacuteneacuteral effectueacutee sur la base drsquoune analyse de type probabiliste Si la probabiliteacutede lrsquoagression est tregraves faible de lrsquoordre de 10-7 par an la pratique actuelle retenue dansles regravegles fondamentales de sucircreteacute (voir le chapitre 6) retient que lrsquoagression estsuffisamment improbable pour qursquoelle puisse ne pas ecirctre consideacutereacutee pour la protectionet le dimensionnement ou la veacuterification du dimensionnement de lrsquoinstallationconsideacutereacutee

Les principaux risques associeacutes aux voies de communication terrestre et agrave lrsquoenvi-ronnement industriel drsquoun reacuteacteur de recherche sont lrsquoexplosion drsquoun nuage de gaz(explosion drsquoun camion transportant des matiegraveres dangereuses ou drsquoun entrepocirct conte-nant de telles matiegraveres) ou la deacuterive drsquoun nuage de gaz toxique jusqursquoagrave lrsquoinstallation Cesrisques ont eacuteteacute particuliegraverement eacutetudieacutes pour le RHF implanteacute dans lrsquoagglomeacuterationgrenobloise et agrave proximiteacute drsquoune zone industrielle drsquoune autoroute et drsquoune gare de

213 Les actes de malveillance ne sont pas traiteacutes dans le preacutesent ouvrage

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triage Les dispositions prises agrave la conception sont compleacuteteacutees en tant que de besoin lorsdes reacuteexamens de sucircreteacute en consideacuterant de surcroicirct la preacuteparation agrave drsquoeacuteventuellessituations drsquourgence (gestion de crise)

La caracteacuterisation des agressions drsquoorigine naturelle agrave retenir est eacutetablie sur la basedes donneacutees historiques disponibles extrapoleacutees pour deacutefinir une agression majoranteeacuteventuellement associeacutee agrave une peacuteriode de retour donneacutee

La deacutetermination des aleacuteas relatifs aux diffeacuterentes causes possibles drsquoinondations externeset la deacutefinition des moyens de protection adapteacutes pour y faire face fait lrsquoobjet du guide ndeg 13 delrsquoASN diffuseacute en 2013214 La prise en compte du risque drsquoinondation neacutecessite drsquoexplorer pourchaque site drsquoun reacuteacteur de recherche toutes les causes possibles fortes pluies crue deriviegravere drsquoorigine pluviale crue en cas de rupture de barrage(s) remonteacutee de nappe phreacuteatiqueetc Les reacuteacteurs de recherche franccedilais ne sont pas implanteacutes en bords de mer ce qui permetdrsquoeacutecarter les risques de fortes mareacutees de tsunamishellip

Agrave lrsquoeacutegard des risques de fortes pluies les systegravemes drsquoeacutevacuation des eaux pluvialessont dimensionneacutes de telle sorte qursquoil nrsquoy ait pas drsquoentreacutee drsquoeau dans lrsquoinstallation et sibesoin des surbots sont installeacutes au niveau de certaines portes

La question de la sucircreteacute du RHF en cas drsquoune rupture de barrage a eacuteteacute plusieurs foisreacuteexamineacutee dans le cadre des reacuteexamens peacuteriodiques compte tenu de lrsquoimplantation decette installation au confluent du Drac et de lrsquoIsegravere ndash riviegraveres coupeacutees par de nombreuxbarrages ndash ainsi que dans le cadre des eacutevaluations compleacutementaires de sucircreteacute meneacutees enFrance apregraves lrsquoaccident de la centrale nucleacuteaire de Fukushima Daiichi ce sujet seraeacutevoqueacute au paragraphe 102

La faccedilon de traiter les risques sismiques est davantage deacuteveloppeacutee ci-apregraves Le risquede survenue drsquoun seacuteisme drsquointensiteacute notable peut ecirctre relativement eacuteleveacute pour certainsreacuteacteurs de recherche compte tenu de leur implantation respective Il convient en outrede souligner qursquoune telle agression sollicite simultaneacutement lrsquoensemble drsquoune installationet peut conduire agrave des deacutefaillances de modes communs

Agrave lrsquoeacutegard des risques sismiques jusque dans les anneacutees 1970 les reacuteacteurs derecherche construits en France ont eacuteteacute conccedilus selon les regravegles parasismiques envigueur215 qui ne concernaient pas speacutecifiquement les ouvrages particuliers commeles installations nucleacuteaires de base En 1974 agrave lrsquooccasion du deacuteveloppement des reacuteacteursde puissance en France le Deacutepartement de sucircreteacute nucleacuteaire (DSN) du CEA216 eacutetablit alors(pour le groupe permanent en charge des reacuteacteurs nucleacuteaires) un rapport deacutenommeacuterapport DSN 50 et intituleacute laquo Protection des centrales vis-agrave-vis des seacuteismes raquo Ce rapportrecensait les pratiques franccedilaise et internationale en la matiegravere et formulait un certain

214 Voir agrave ce sujet le document laquo Lrsquoaleacutea inondation ndash Eacutetat de lrsquoart preacutealable agrave lrsquoeacutelaboration du guideinondation pour les installations nucleacuteaires raquo rapport IRSN 2013

215 Recommandations AS 55 (de 1955) eacutetablies agrave la suite du seacuteisme drsquoOrleacuteansville en Algeacuterie en 1954regravegles parasismiques PS62 64 67 69hellip

216 LrsquoIPSN nrsquoa eacuteteacute creacuteeacute au sein du CEA qursquoen 1976

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nombre de propositions concernant notamment la deacutetermination des spectres217 de sol agraveutiliser (dans le cadre de lrsquoutilisation drsquoune meacutethode dynamique analytique) pourlrsquoeacutevaluation de la laquo reacuteponse raquo de structures agrave un seacuteisme Ces eacuteleacutements constituegraverentune base de travail pour les exploitants et preacutefiguregraverent la regravegle fondamentale de sucircreteacuteRFS I2c diffuseacutee en 1981 par le Service central de sucircreteacute des installations nucleacuteairesapplicable aux reacuteacteurs agrave eau sous pression et proposant une meacutethode deacuteterministeacceptable pour la deacutetermination des mouvements sismiques agrave prendre en comptepour la conception des reacuteacteurs preacuteciteacutes agrave lrsquoeacutegard des risques sismiques En 1992 laregravegle RFS I1c a eacutelargi lrsquoapplication de cette meacutethode agrave lrsquoensemble des installationsnucleacuteaires de base dont les reacuteacteurs de recherche Lrsquoapplication de la meacutethodecommence par le recensement agrave partir des donneacutees geacuteologiques et sismologiquesdisponibles des seacuteismes les plus forts connus (sur une peacuteriode drsquoenviron 1 000 ans)dans lrsquoenvironnement du site de lrsquoinstallation afin de deacuteterminer lrsquointensiteacute drsquoun seacuteismedit seacuteisme maximal historiquement vraisemblable (SMHV) Une majoration (drsquouneuniteacute) de lrsquointensiteacute conduit au seacuteisme dit seacuteisme majoreacute de seacutecuriteacute (SMS) agrave retenircomme reacutefeacuterence pour la sucircreteacute de lrsquoinstallation consideacutereacutee En 2001 une nouvelleregravegle fondamentale de sucircreteacute la RFS ndeg 2001-01 preacutepareacutee avec les experts de lrsquoIPSN aeacuteteacute diffuseacutee par lrsquoautoriteacute de sucircreteacute apregraves plusieurs anneacutees de discussions entre lesparties concerneacutees Cette nouvelle RFS conserve une approche deacuteterministe maisintroduit notamment quelques deacuteveloppements compleacutementaires concernant la priseen compte des paleacuteoseacuteismes et des effets de site De plus pour les sites agrave tregraves faiblerisque sismique un spectre minimal forfaitaire est preacutevu pour lequel lrsquoacceacuteleacuterationmaximale du sol (acceacuteleacuteration correspondant agrave une freacutequence infinie aussi appeleacuteePeak Ground Acceleration [PGA]) est caleacutee agrave 01 fois lrsquoacceacuteleacuteration terrestre (g)218

Paleacuteoseacuteismes ndash Effets de site

Les paleacuteoseacuteismes sont drsquoanciens forts seacuteismes identifiables par les traces qursquoils ontlaisseacutees dans les deacutepocircts geacuteologiques du quaternaire Leur eacutetude a pour objectifsdrsquoappreacutecier la survenue de tels seacuteismes de les caracteacuteriser et de compleacuteter laconnaissance de la sismiciteacute drsquoun site au-delagrave de la peacuteriode instrumentale (derniersiegravecle) et de la peacuteriode historique (approximativement le dernier milleacutenaire en France)

Les effets de site agrave eacutetudier correspondent aux amplifications possibles desmouvements sismiques dues agrave la preacutesence drsquoune couche de sol de faible reacutesistancemeacutecanique agrave proximiteacute de la surface (30 megravetres sous la surface)

217 Reacuteponse en termes drsquoacceacuteleacuterations de reacutesonateurs de diffeacuterentes freacutequences propres soumis auseacuteisme consideacutereacute

218 Pour les zones moyennement sismiques les acceacuteleacuterations peuvent atteindre environ 03 g Pourles zones tregraves sismiques (Japon Turquiehellip) les acceacuteleacuterations peuvent atteindre des valeurscomprises entre 04 et 06 g

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En outre dans certains cas particuliers la geacuteomeacutetrie complexe ou la preacutesencedrsquoune forte eacutepaisseur des couches seacutedimentaires (par exemple drsquoune cuvetteseacutedimentaire) peut conduire agrave une amplification ou agrave une augmentation de la dureacuteedu mouvement sismique Ces effets dits effets de site particuliers ne sont pas dusuniquement aux proprieacuteteacutes superficielles du sol dans les 30 megravetres sous sa surface

Les effets de site sont particuliegraverement agrave prendre en compte pour un reacuteacteur derecherche tel que le RHF agraveGrenoble du fait de la preacutesence drsquoune cuvette alluvionnaire(scheacutema en bas de la figure 79) Les installations du centre de Saclay sont sur un sol detype alluvionnaire (mais dans une zone faiblement sismique) tandis que celles ducentre de Cadarache sont sur un sol mecirclant roches et seacutediments

Figure 79 En haut exemple drsquoeffets de site dans la zone lacustre de Mexico copy JF SemblatA Pecker (IUSS Press 2009) en bas exemple drsquoeffets de site du bassin de Grenoble lors du seacuteismede Chambery en 1996 copy DR

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Tous les composants drsquoune installation subissant (simultaneacutement) les effets desmouvements sismiques la sucircreteacute de celle-ci repose sur une conception (y compris ledimensionnement) robuste219 drsquoun ensemble drsquoeacutequipements seacutelectionneacutes qui permettentdrsquoassurer les fonctions fondamentales de sucircreteacute et si neacutecessaire dans le cas drsquoun reacuteacteurnucleacuteaire sa mise agrave lrsquoeacutetat sucircr ou dans le cadre drsquoune approche laquo seacuteisme-eacuteveacutenement raquo(voir le paragraphe 712) pour eacuteviter qursquoils ne puissent (en cas de chute par exemple)venir agresser des eacutequipements importants pour la sucircreteacute

La veacuterification du bon comportement des eacutequipements sous sollicitations sismiquespeut ecirctre reacutealiseacutee par le calcul (crsquoest le cas pour le geacutenie civil ou les structuresmeacutetalliques) Elle peut lrsquoecirctre aussi par des essais en vraie grandeur sur table vibrantepour des eacutequipements tels que les clapets de convection naturelle des groupes eacutelectro-gegravenes ou les armoires eacutelectriques ou encore les absorbants de seacutecuriteacute pour veacuterifier leuraptitude agrave srsquoinseacuterer correctement dans la zone du cœur en cas de seacuteisme y compris en casde deacuteformation de ce dernier sous lrsquoeffet drsquoun seacuteisme

Parmi les eacutequipements pouvant venir agresser des eacutequipements importants pour lasucircreteacute220 les ponts de manutention font lrsquoobjet drsquoune attention particuliegravere ndash etnotamment pour les reacuteacteurs de recherche dont le cœur est directement accessiblepar la piscine (circuit primaire ouvert) La chute drsquoun pont de manutention ou de sonchariot pourrait en effet occasionner des deacutegacircts importants sur la partie supeacuterieure drsquouncœur lrsquoinstrumentation les meacutecanismes de commande des absorbants une boucle souspression une tuyauterie de refroidissement du reacuteacteur des clapets de convectionnaturelle des eacuteleacutements combustibles entreposeacuteshellip entraicircnant par exemple un accidentde criticiteacute ou de reacuteactiviteacute un rejet brutal de vapeur ou empecircchant lrsquoinsertiondrsquoabsorbants de seacutecuriteacute dans le cœur le refroidissement correct de celui-cihellip Lapreacutesence sur de nombreux reacuteacteurs de recherche franccedilais drsquoun dispositif deacuteclenchantlrsquoarrecirct drsquourgence lors de sollicitations sismiques deacutepassant un certain niveau permet delimiter les conseacutequences de la chute drsquoun pont ou de son chariot occasionneacutee par unseacuteisme la sous-criticiteacute peut en effet ecirctre alors assureacutee ndash sans pour autant que le bonrefroidissement des eacuteleacutements combustibles puisse ecirctre neacutecessairement garanti du faitdes deacuteformations de ces eacuteleacutements La preacutevention de la chute drsquoun tel pont ou de sonchariot toutes causes prises en compte apparaicirct donc essentielle conception dimen-sionnement et reacutealisation suivant les meilleures pratiques eacuteprouveacutees mise en œuvre decontrocircles en service (dont les controcircles de la regraveglementation sur les appareils etaccessoires de levage) regravegles drsquoexploitation reacuteduisant au strict neacutecessaire les survolspar le pont de zones preacutesentant des risqueshellip

219 Cela fait lrsquoobjet notamment du guide de lrsquoASN 201 du 26 mai 2006 relatif agrave la prise en compte durisque sismique pour la conception (parasismique) des ouvrages de geacutenie civil drsquoINB agrave lrsquoexceptiondes installations de stockage agrave long terme des deacutechets radioactifs

220 Il est agrave noter que certains ponts peuvent ecirctre traiteacutes comme des eacutequipements importants pour lasucircreteacute et faire lrsquoobjet des dispositions geacuteneacuterales adopteacutees agrave lrsquoeacutegard de tels eacutequipements en matiegraverepar exemple drsquoinspection en service de maintenance de traccedilabiliteacute des modificationshellip

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Ameacutelioration des connaissances sur le comportementde structures soumises agrave des sollicitations sismiques

le cas des ponts de manutention

Lrsquoeacutevaluation du comportement drsquoun pont avec son chariot soumis agrave des sollici-tations sismiques nrsquoest pas aiseacutee (glissements possibles chocs sur des buteacuteeshellip) Desdifficulteacutes sont apparues agrave ce sujet agrave lrsquooccasion de certains reacuteexamens de sucircreteacute enparticulier lorsque la reacuteeacutevaluation des mouvements sismiques a conduit agrave uneaugmentation significative des sollicitations Dans les anneacutees 2000 lrsquoIRSN a engageacuteen collaboration avec le CEA des eacutetudes sur ce sujet comprenant des essais reacutealiseacutessur la table vibrante AZALEacuteE du centre drsquoeacutetudes CEA de Saclay (figure 710) Cestravaux visent agrave mieux comprendre la laquo reacuteponse raquo de telles structures complexes agrave desmouvements sismiques ndash et agrave appreacutecier la robustesse des diffeacuterentes meacutethodessimplifieacutees qui ont pu ecirctre utiliseacutees par les exploitants pour lrsquoeacutetude de telles structures

Il est par ailleurs agrave noter que certains dispositifs permettent de limiter lesmouvements transmis agrave un bacirctiment et agrave ses eacutequipements en cas de seacuteisme Ainsidans le cas du reacuteacteur Jules Horowitz (RJH) implanteacute sur le site de Cadarache dansune reacutegion marqueacutee par de forts seacuteismes historiques mdash seacuteisme de Lambesc en 1909 mdashle radier du bacirctiment du reacuteacteur a eacuteteacute placeacute sur des plots en beacuteton armeacute sur lesquelssont installeacutees des couches de mateacuteriau eacutelastomegravere et drsquoacier (figure 711) Ce dispositif(dit laquo drsquoisolation parasismique raquo) reacuteduit les sollicitations sismiques horizontales dans

Figure 710 Pont de manutention testeacute sur la table vibrante AZALEacuteE du centre drsquoeacutetudes CEA deSaclay copy CEA

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les hautes freacutequences221 pour les eacutequipements installeacutes sur les planchers dans cebacirctiment pour les ponts de manutentionhellip Bien entendu la question se pose dumaintien en lrsquoeacutetat des plots et des couches de mateacuteriau eacutelastomegravere tout au long delrsquoexploitation du reacuteacteur de leur vieillissement Crsquoest pourquoi il est neacutecessaire queces plots et les couches de mateacuteriau eacutelastomegravere soient remplaccedilables si au cours desvisites preacutevues des anomalies devaient ecirctre constateacutees

Il est eacutegalement agrave noter dans le cas du RJH lrsquoadoption drsquoune disposition deconception de nature agrave reacuteduire les risques de chocs par mouvements diffeacuterentiels entrele bacirctiment du reacuteacteur et le bacirctiment des annexes ces deux bacirctiments (laquo uniteacutenucleacuteaire raquo) sont en effet implanteacutes sur un seul et mecircme radier

Comme cela a eacuteteacute indiqueacute preacuteceacutedemment plusieurs reacuteacteurs de recherche franccedilais(MASURCA RHF RJHhellip) sont eacutequipeacutes drsquoacceacuteleacuteromegravetres qui eacutemettent un signal vers lesystegraveme de protection du reacuteacteur En cas de deacutetection de sollicitations sismiquesatteignant un certain niveau le systegraveme de protection deacuteclencherait alors lrsquoarrecirct drsquourgencedu reacuteacteur suffisamment tocirct pour que les absorbants de seacutecuriteacute soient suffisammentinseacutereacutees dans la zone du cœur lorsque surviendraient les secousses les plus importantes

Pour ce qui concerne les agressions drsquoorigine climatique les reacuteacteurs de recherchesont des installations assez peu sensibles aux fortes chaleurs et aux grands froids En

Figure 711 Vue lors de la construction du reacuteacteur Jules Horowitz (2009) des plots avec leurs patinsantisismiques drsquoapregraves Le Blog des Eacutenergies copy DR

221 Lrsquoadoption de ce systegraveme drsquoisolation parasismique augmente lrsquoamplitude des acceacuteleacuterations agrave lafreacutequence propre du systegraveme (environ 05 Hz) La France dispose drsquoune expeacuterience en la matiegravereles quatre tranches de la centrale de Cruas-Meysse ayant eacuteteacute installeacutees (en 1977) sur un telsystegraveme drsquoisolation le spectre sismique de sol exceacutedant pour ce site au-dessus de 2 Hz le spectreforfaitaire retenu par EDF pour les reacuteacteurs du parc eacutelectronucleacuteaire Sur ces systegravemes drsquoisolationsismique voir la publication de lrsquoAFCEN French Experience and Practice of Seismically IsolatedNuclear Facilities PTAN RCC-CW 2015

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particulier lrsquoeacutevacuation de la puissance reacutesiduelle drsquoun reacuteacteur de recherche ne neacutecessitepas pour beaucoup drsquoentre eux de source froide exteacuterieure (autre que lrsquoair) et les besoinsen eacutelectriciteacute peuvent ecirctre si besoin reacuteduits agrave la surveillance des principaux paramegravetresimportants pour la sucircreteacute

Les bacirctiments des reacuteacteurs de recherche sont munis de paratonnerres et desparafoudres sont disposeacutes au niveau des installations eacutelectriques

75 Dispositifs expeacuterimentaux et eacutequipementsspeacutecifiques aux reacuteacteurs de recherche

Les reacuteacteurs de recherche ont la particulariteacute drsquoaccueillir des eacutequipements oudispositifs expeacuterimentaux dont certains peuvent ecirctre placeacutes directement dans lecœur du reacuteacteur ou agrave sa peacuteripheacuterie Parmi ces eacutequipements et dispositifs on peutdistinguer des dispositifs drsquoirradiation simples des boucles expeacuterimentales plus complexesdes canaux neutroniques des laquo sources froides raquo et des laquo sources chaudes raquo Comme cela adeacutejagrave eacuteteacute indiqueacute au paragraphe 712 les interactions de ces eacutequipements et dispositifs avecle cœur du reacuteacteur doivent ecirctre analyseacutes du point de vue de la sucircreteacute bien eacutevidemmentdans les conditions normales de fonctionnement du reacuteacteur mais aussi dans les conditionsincidentelles ou accidentelles susceptibles drsquoaffecter aussi bien le reacuteacteur que lesdispositifs expeacuterimentaux

Pour un eacutequipement ou dispositif expeacuterimental une telle analyse neacutecessite de bienidentifier les diffeacuterentes laquo sources de dangers raquo potentiels associeacutees susceptibles dansdes conditions deacutegradeacutees pouvant aller par exemple jusques et y compris la rupturecomplegravete de cet eacutequipement ou dispositif ou encore son laquo effacement raquo de la zone ducœur drsquoavoir un effet neacutegatif sur la sucircreteacute du reacuteacteur ou en termes de radioprotectionCes sources de dangers sont la matiegravere fissile les mateacuteriaux absorbants les produitsradioactifs ou toxiques les produits susceptibles drsquoexploser au contact de lrsquoair lesproduits susceptibles drsquoentraicircner des reacuteactions chimiques violentes au contact delrsquoeau les fluides ou gaz sous pression des mateacuteriaux agrave tempeacuterature eacuteleveacutee pouvantinteragir avec lrsquoeau du cœur du reacuteacteur par interaction thermodynamiquehellip

Les eacutequipements et dispositifs expeacuterimentaux sont en particulier susceptibles demodifier la reacuteactiviteacute du cœur en fonction des proprieacuteteacutes des mateacuteriaux qui lescomposent ceux-ci pouvant avoir des proprieacuteteacutes drsquoabsorption (mateacuteriaux neutrophages)de reacuteflexion ou de modeacuteration neutroniques Degraves lors en cas de mouvement intempestif(retrait incontrocircleacute du cœur par exemple) lrsquoinsertion de reacuteactiviteacute pouvant ecirctre occa-sionneacutee dans le cœur doit ecirctre maicirctrisable par le systegraveme de protection du reacuteacteur Pourles dispositifs drsquoirradiation simple cela peut ecirctre obtenu en limitant par conception lelaquo poids raquo en reacuteactiviteacute de lrsquoeacutequipement ou du dispositif concerneacute (cette limite eacutetant alorsinscrite dans les speacutecifications techniques drsquoexploitation) Pour les dispositifs plusimportants dont le laquo poids raquo en reacuteactiviteacute ne peut pas ecirctre suffisamment limiteacute desdispositions constructives permettent de preacutevenir ou de limiter leur retrait incontrocircleacute(dispositifs drsquoaccrochage dispositifs anti-envol)

Pour les boucles expeacuterimentales drsquoautres risques peuvent ecirctre agrave consideacuterer en raisonpar exemple de la mise en œuvre de fluides sous pression (dans des conditions

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repreacutesentatives des reacuteacteurs agrave eau sous pression par exemple ndash 155 bars [figure 712]) oudrsquoeacuteleacutements reacuteactifs tel que le sodium qui reacuteagit violement au contact de lrsquoeau Ces bouclespeuvent aussi ecirctre ameneacutees agrave devoir contenir des mateacuteriaux en fusion lorsque cette fusionfait partie des objectifs poursuivis dans une expeacuterience reacutealiseacutee sur un eacuteleacutement combustible

Des essais agrave caractegravere deacutemonstratif sur maquettes peuvent apparaicirctre neacutecessairespour appreacutecier les effets de lrsquoexplosion drsquoune boucle expeacuterimentale sur les eacuteleacutementscombustibles du cœur du reacuteacteur au sein ou agrave proximiteacute duquel elle est placeacutee On peutciter agrave ce sujet le cas de la boucle OTHELLO du reacuteacteur OSIRIS conccedilue pour lareacutealisation drsquoeacutetudes relatives aux reacuteacteurs agrave haute tempeacuterature (HTR) pour laquelledans la maquette la boucle a eacuteteacute preacute-entailleacutee pour rompre agrave la pression souhaiteacutee

Enfin les laquo sources froides raquo et les laquo sources chaudes raquo utiliseacutees dans les reacuteacteurs agravelaquo faisceaux sortis de neutrons raquo contiennent geacuteneacuteralement pour les premiegraveres delrsquohydrogegravene (H2) ou du deuteacuterium (D2) liquide et pour les secondes du graphite agraveplus de 1 000 degC Une deacutefaillance de lrsquoenveloppe (ou des enveloppes) de ces eacutequipementsconduirait agrave la mise en contact de leur contenu avec lrsquoeau du cœur du reacuteacteur induisanten particulier un risque drsquoexplosion drsquohydrogegravene ou de deuteacuterium ou encore drsquoexplosionde vapeur222 pouvant affecter le cœur ou des laquo barriegraveres raquo de confinement du reacuteacteur

Figure 712 Scheacutema drsquoimplantation de la boucle agrave eau sous pression dans le cœur du reacuteacteur CABRIcopy Steacutephane JungersIRSN

222 Par interaction thermodynamique entre le graphite agrave 1 000 degC et lrsquoeau

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La preacutevention de ce risque repose principalement drsquoune part sur lrsquointerposition delaquo barriegraveres raquo ou enveloppes adapteacutees (en nombre et en capaciteacute de reacutesistance) entrela source de danger et le cœur du reacuteacteur drsquoautre part sur la maicirctrise des paramegravetrespropres agrave ces eacutequipements speacutecifiques (pression de deuteacuterium tempeacuteratureshellip)

Enfin un autre point important qui doit ecirctre examineacute degraves la conception deseacutequipements ou dispositifs expeacuterimentaux est le vieillissement des mateacuteriaux Les fluxde neutrons en particulier auxquels les mateacuteriaux qui les composent sont soumismodifient progressivement leurs proprieacuteteacutes meacutecaniques Cela est particuliegraverement le caspour les reacuteacteurs agrave laquo faisceaux sortis de neutrons raquo des extreacutemiteacutes des canauxneutroniques (doigts de gant et tout particuliegraverement leur nez) qui sont en permanenceau plus pregraves du cœur du reacuteacteur Ces canaux sont geacuteneacuteralement reacutealiseacutes en aluminiumou alliage drsquoaluminium ou encore composeacutes de zirconium (comme le Zircaloy) Cesmateacuteriaux utiliseacutes pour leurs proprieacuteteacutes de laquo transparence raquo aux neutrons se fragilisentsous irradiation neutronique Crsquoest pourquoi les eacutequipements concerneacutes (doigts de gantou autres comme des caissons de cœurs) doivent ecirctre le cas eacutecheacuteant remplaceacutes au coursde la vie drsquoun reacuteacteur de recherche La mise en œuvre de laquo plans de surveillance raquodrsquoeacutechantillons ou drsquoeacuteprouvettes reacutealiseacutees dans les mateacuteriaux correspondants et irradieacutesdans des zones plus rapprocheacutees du cœur (voire dans le cœur) que ne le sont leseacutequipements peut permettre drsquoanticiper les effets du vieillissement et de deacutefinir les deacutelaisde remplacement de ces eacutequipements

76 Radioprotection et effluents

761 Radioprotection

Le systegraveme de radioprotection franccedilais repose sur trois grands principes inscritsnotamment dans le code de la santeacute publique

ndash la justification des activiteacutes comportant un risque drsquoexposition agrave des rayonne-ments ionisants

ndash lrsquooptimisation des expositions agrave ces rayonnements au niveau le plus faible raisonna-blement possible en tenant compte des facteurs eacuteconomiques et sociaux

ndash la limitation des doses drsquoexpositions individuelles agrave ces rayonnements

La reacuteglementation nationale fixe en particulier des limites de doses individuellesannuelles pour les personnes du public et pour les travailleurs (tableau 74)

Le code du travail preacutevoit de plus que lrsquoexploitant deacutelimite autour des sources derayonnements ionisants des zones surveilleacutees et reacuteglementeacutees Ces zones sont deacutefiniesdans lrsquoarrecircteacute laquo zonage raquo du 15 mai 2006 (tableau 75)

Dans un reacuteacteur de recherche (et ses installations associeacutees) les sources derayonnements ionisants sont multiples eacuteleacutements combustibles faisceaux de neutronssources neutroniques de deacutemarrage sources drsquoeacutetalonnage sources utiliseacutees pour descontrocircles radiographiques Les activiteacutes drsquoexploitation pouvant conduire agrave lrsquoexpositionde personnes sont par ailleurs varieacutees

ndash chargement ou deacutechargement du cœur du reacuteacteur

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ndash chargement deacutechargement ou modification de dispositifs drsquoirradiation ou de bouclesexpeacuterimentales

ndash preacuteparation drsquoassemblages ou drsquoeacuteleacutements combustibles drsquoexpeacuteriences drsquoirradiationou drsquoactivation

ndash reacutealisation de mesures sur des mateacuteriaux ou des combustibles irradieacutes

ndash controcircles en service

Sur la base de lrsquoanalyse des activiteacutes et des caracteacuteristiques des sources derayonnements ionisants lrsquoexploitant classe les locaux de son installation en zoneslaquo non reacuteglementeacutees raquo laquo reacuteglementeacutees raquo laquo speacutecialement reacuteglementeacutees raquo ou encorelaquo interdites raquo ougrave devront ecirctre respecteacutees les limites indiqueacutees plus haut gracircce agrave la mise

Tableau 75 Limites des zones surveilleacutees et regraveglementeacutees deacutefinies dans lrsquoarrecircteacute laquo zonage raquo (hors irradiationnaturelle)

Type de zone Couleur Dose efficace

Zone non reacuteglementeacutee lt 0080 mSvmois

Zone surveilleacutee lt 00075 mSvh

Zone controcircleacutee lt 0025 mSvh

Zone controcircleacutee speacutecialementreacuteglementeacutee

lt 2 mSvh

lt 100 mSvh

Zone controcircleacutee interdite 100 mSvh

Tableau 74 Limites drsquoexposition pour les personnes du public et pour les travailleurs du fait desactiviteacutes nucleacuteaires indiqueacutees dans le code de la santeacute publique (article R 1333-8) et dans le code dutravail (article R 4451-13)

Type de dose Personnesdu publicpar an

Travailleurs exposeacutes(cas des adultes)

sur douze mois conseacutecutifs

Dose efficace annuelle 1 mSv 20 mSv

Dose eacutequivalente agrave la peau aux avant-bras auxpieds et aux chevilles (dose moyenne pour unesurface de 1 cm2)

50 mSv 500 mSv

Dose eacutequivalente au cristallin 15 mSv 150 mSv223

223 Les valeurs indiqueacutees ici correspondent agrave celles de la publication ndeg 60 de la CIPR parue en 1991Les valeurs recommandeacutees dans la publication ndeg 103 de la CIPR fin 2007 sont de 15 mSv pour lespersonnes du public et 20 mSv pour les travailleurs Elles ont eacuteteacute inteacutegreacutees en 2018 dans lareacuteglementation franccedilaise (code de lenvironnement code de la santeacute code du travail)

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en œuvre de dispositions techniques ndash quelques types de protection physique sont illustreacutessur la figure 713 ndash et organisationnelles Des blocs de beacuteton ou des parois en plomb sontsouvent utiliseacutes agrave cette fin (par exemple autour des guides de neutrons dans les espacesdeacutedieacutes aux physiciens menant des expeacuteriences) Pour des opeacuterations portant sur des petitsobjets irradieacutes il srsquoagira de briques de beacuteton ou de plomb placeacutes autour des objets auxquelson veut avoir accegraves tout en se proteacutegeant des rayonnements ionisants Dans certains cas lesopeacuterateurs peuvent ecirctre ameneacutes agrave porter des tabliers de plomb

Pour veacuterifier que les limites de doses qui leur sont applicables sont bien respecteacutees lestravailleurs portent en permanence un dispositif de mesure adapteacute agrave la nature desrayonnements ionisants qui permet drsquoassurer un suivi dosimeacutetrique Une dosimeacutetrieopeacuterationnelle224 permet eacutegalement de les alerter en cas de deacutepassement drsquoun deacutebit dedose preacutedeacutetermineacute ou drsquoune dose pour une certaine dureacutee

Lorsque des travaux sont neacutecessaires sur lrsquoinstallation une analyse de sucircreteacute estmeneacutee et comporte un volet radioprotection En particulier une eacutetude drsquooptimisation enradioprotection est reacutealiseacutee visant agrave maintenir les doses individuelles le nombre depersonnes exposeacutees et la probabiliteacute drsquooccurrence drsquoexpositions fortuites pendantlrsquointervention aussi faibles que raisonnablement possible compte tenu des facteurseacuteconomiques et socieacutetaux Les principales eacutetapes sont les suivantes

Figure 713 Efficaciteacute de quelques protections agrave lrsquoeacutegard des diffeacuterents types de rayonnements ionisantscopy Georges GoueacuteIRSN

224 La dosimeacutetrie opeacuterationnelle aussi appeleacutee dosimeacutetrie active consiste en une mesure en temps reacuteelde lrsquoexposition externe agrave lrsquoaide drsquoun dosimegravetre individuel opeacuterationnel Elle est mise en œuvre par lapersonne compeacutetente en radioprotection (PCR) sous la responsabiliteacute du chef drsquoeacutetablissement Lesystegraveme eacutelectronique drsquoun dosimegravetre opeacuterationnel permet une lecture immeacutediate de la dose reccediluepar le travailleur Ce dosimegravetre permet une mesure lors drsquoune tacircche speacutecifique ou sur une peacuteriodedonneacutee (entreacutee - sortie en zone controcircleacutee) Munis drsquoalarmes auditives ou visuelles il se deacuteclenche encas de deacutepassement de doses preacutedeacutefinies selon les besoins ce qui permet au porteur de connaicirctre enpermanence le risque radioactif auquel il est soumis Le porteur ou gracircce agrave la teacuteleacutetransmission leservice compeacutetent peut suivre et optimiser lrsquoexposition durant lrsquoexposition mecircme

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ndash eacutevaluation de la situation drsquoexposition y compris les expositions potentielles(celles qui pourraient survenir si lrsquoopeacuteration ne se passait pas comme preacutevu)

ndash seacutelection drsquoune borne supeacuterieure approprieacutee pour restreindre les doses

ndash identification des options de protection possibles

ndash seacutelection de la meilleure option dans les circonstances en preacutesence

ndash mise en œuvre de lrsquooption choisie

Le retour drsquoexpeacuterience est pris en compte Les reacutesultats sont eacutevalueacutes en particulierdans la perspective de futures opeacuterations de mecircme type

Lrsquooptimisation de la protection radiologique nrsquoest pas impeacuterativement une minimisationdes doses La protection optimiseacutee est le reacutesultat drsquoune eacutevaluation et drsquoun dialogue quicomparent soigneusement les risques lieacutes agrave lrsquoexposition envisageacutee et les ressourcesdisponibles pour la protection des individus Ainsi la meilleure option nrsquoest pas neacutecessai-rement celle correspondant aux doses les plus faibles De surcroicirct la protection radio-logique ne se limite pas aux expositions individuelles le nombre drsquoindividus exposeacutes doiteacutegalement ecirctre pris en compte La dose efficace collective est un paramegravetre-cleacute delrsquooptimisation de la protection des travailleurs La comparaison des options de protectiondans un objectif drsquooptimisation doit entraicircner la consideacuteration attentive des caracteacuteristi-ques de la distribution des expositions individuelles au sein de la population exposeacutee

Les eacutequipements ou dispositifs expeacuterimentaux peuvent eacutegalement ecirctre des sources derayonnements ionisants Crsquoest le cas des boucles expeacuterimentales dans lesquelles descombustibles sont soumis agrave des transitoires pouvant conduire agrave des ruptures de gainesvoire agrave la fusion de combustible et contaminer la boucle drsquoessais concerneacutee Lescomposants de ces boucles sont eacutequipeacutes de protections biologiques et des eacutequipementsspeacutecifiques de manutention permettent de limiter les rayonnements ionisants danslrsquoinstallation (hotte de transferthellip)

762 Effluents

Globalement la gestion des effluents reacutesultant de lrsquoexploitation drsquoun reacuteacteur derecherche est semblable agrave celle des effluents de toute installation nucleacuteaire de base Ilexiste toutefois deux types drsquoeffluents particuliers agrave mentionner ici

ndash lrsquoeau tritieacutee produite par capture de neutrons par le deuteacuterium de lrsquoeau lourdeutiliseacutee dans les reacuteacteurs agrave laquo faisceaux sortis de neutrons raquo (RHF et ORPHEacuteE)

ndash les effluents provenant des boucles expeacuterimentales dans lesquelles une fusion decombustible expeacuterimental peut se produire voire ecirctre rechercheacutee

La gestion de ces effluents particuliers fait lrsquoobjet de dispositions speacutecifiques detraitement (installation de deacutetritiation par exemple pour ORPHEE installation de deacutepotagede fucircts drsquoeau lourde pour le RHF en vue drsquoun traitement de lrsquoeau lourde dans une autreinstallation)

Des ordres de grandeur de rejets drsquoeffluents de reacuteacteurs de recherche franccedilais sontindiqueacutes dans le tableau 76 avec les limites annuelles fixeacutees par arrecircteacutes ou deacutecisions

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77 Dispositions de preacuteparation aux situationsdrsquourgence et de gestion de telles situations(gestion de crise)

Lrsquohypothegravese de rejets (significatifs) de substances radioactives qui conduiraient agrave lamise en œuvre de mesures de protection des populations (eacutevacuation confinement

Tableau 76 Rejets de deux reacuteacteurs de recherche (RHF OSIRIS-ISIS) et limites annuelles

Reacuteacteur agrave haut flux de Grenoble (RHF)

Type de rejets Valeur maximale annuelle sur lapeacuteriode 2010-2015

Effluents gazeux (GBq)Effluents liquides (GBq)

Limites annuelles(arrecircteacute du 3082007)

Gaz rares 1 200 10 000

Tritium 12 000370

75 0001 000

Carbone 14 46003

2 00015

Iodes 3410minus3

1310minus31

Autres eacutemetteurs βγ aeacuterosols 3110minus4

013011

Reacuteacteurs OSIRIS-ISIS (INB ndeg 40)

Effluents gazeux (GBq)Effluents liquides (GBq) ()

Limites annuelles(deacutecision ndeg 2009-DC-

0156 de lrsquoASNdu 15092009)

Gaz rares 7 356ndash

10 000ndash

Tritium 2973410minus3

2 00005

Carbone 14 1147610minus4

2010minus2

Iodes 4510minus4 05

Autres eacutemetteurs βγ 6310minus4

2310minus3001

210minus2

Eacutemetteurs α ndash1710minus4

ndash510minus3

() Effluents liquides rejeteacutes dans le reacuteseau des effluents chimiques Des effluents actifs liquides sont aussi envoyeacutes aux stations

de traitement de Saclay et de Marcoule

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dans les maisons fermeacutees distribution de tablettes drsquoiode stable restrictions deconsommation de produits alimentaireshellip) suppose lrsquoeacutechec ou une efficaciteacute insuffi-sante des quatre premiers niveaux de la deacutefense en profondeur Elle conduit agrave ladeacutefinition de dispositions speacutecifiques dans le cadre de lrsquoorganisation geacuteneacuterale de criseau niveau national qui srsquoapplique agrave toutes les installations nucleacuteaires de base dont lesreacuteacteurs de recherche Cette organisation ne sera pas deacuteveloppeacutee dans le cadre dupreacutesent ouvrage225 seuls les aspects inteacuteressants plus particuliegraverement les reacuteacteursde recherche seront mentionneacutes

Parmi les dispositions de crise figurent les PUI plans drsquourgence interne dontlrsquoactivation226 est de la responsabiliteacute des exploitants et les PPI plans particuliersdrsquointervention du ressort des pouvoirs publics ndash ces plans drsquourgence ont globalement vu lejour au deacutebut des anneacutees 1980 leur neacutecessiteacute ayant eacuteteacute conforteacutee agrave la lumiegravere desenseignements tireacutes de lrsquoaccident survenu en 1979 agrave la centrale nucleacuteaire de Three MileIsland aux Eacutetats-Unis227 Pour les reacuteacteurs de recherche exploiteacutes par le CEA crsquoest leDirecteur du centre concerneacute ou son repreacutesentant (ou encore le cadre drsquoastreinte deDirection en dehors des heures ouvrables) qui deacuteclenche le PUI Pour le RHF crsquoest le Chefde la division reacuteacteur de lrsquoInstitut Laue-Langevin ou son adjoint (ou encore lrsquoingeacutenieur deservice drsquoastreinte) qui deacuteclenche le PUI Dans tous les cas lrsquoalerte des autoriteacutes doit ecirctreeffectueacutee dans un deacutelai infeacuterieur agrave deux heures

Le PUI deacutefinit sur la base drsquoune eacutetude figurant dans le rapport de sucircreteacute (voir ci-apregraves) les mesures drsquoorganisation les meacutethodes drsquointervention et les moyens neacutecessairesque lrsquoexploitant met en œuvre en cas de situation drsquourgence pour proteacuteger desrayonnements ionisants le personnel le public et lrsquoenvironnement et preacuteserver oureacutetablir la sucircreteacute de lrsquoinstallation Il peut aussi preacuteciser les modaliteacutes de mise en œuvrede mesures incombant agrave lrsquoexploitant en application du PPI (alerte et mise agrave lrsquoabri enlaquo mode reacuteflexe raquo)

Dans le cadre de la mise en œuvre drsquoun PUI par un exploitant celui-ci dressereacuteguliegraverement un eacutetat de la situation de son installation accidenteacutee et effectue unpronostic permettant drsquoanticiper lrsquoeacutevolution possible de cette situation Ces eacuteleacutementssont partageacutes et discuteacutes avec lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire et lrsquoIRSN Lrsquoun des laquo outils decrise raquo est lrsquoapproche diagnostic-pronostic dite 3D-3P228 mise au point dans les anneacutees1990 pour les centrales du parc eacutelectronucleacuteaire franccedilais (par lrsquoIPSN et EDF) Il est dans leprincipe applicable aux reacuteacteurs de recherche franccedilais avec toutefois quelques adap-tations neacutecessaires pour tenir compte de leurs particulariteacutes (notamment sur lrsquoagence-ment et le nombre de leurs laquo barriegraveres raquo de confinement)

Drsquoautres laquo outils de crise raquo existent (autres que des logiciels simplifieacutes de simulation ndashvoir le chapitre 11) tels que des documents syntheacutetiques relatifs agrave des laquo accidents-types raquo

225 Voir par exemple laquo La gestion drsquoune crise nucleacuteaire des responsabiliteacutes partageacutees raquo sur le siteinternet de lrsquoASN ou encore laquo Face agrave un accident nucleacuteaire raquo IRSN Collection Livrets desprofessionnels ndash Deacutecembre 2008

226 Selon le concept de deacutefense en profondeur le PUI relegraveve du 4e niveau supposant lrsquoeacutechec des troispremiers

227 Ouvrage citeacute au nota 152228 Le chiffre 3 se reacutefegravere aux trois laquo barriegraveres raquo de confinement des reacuteacteurs agrave eau sous pression

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En effet lrsquoexploitant drsquoun reacuteacteur de recherche est ameneacute agrave consideacuterer en fonctiondes caracteacuteristiques de son installation et des risques associeacutes agrave son environnement unou plusieurs accidents repreacutesentatifs ndash aussi appeleacutes accidents-types ndash pour lesquels desdispositions de gestion de crise seraient agrave mettre en place Ces accidents-types sontchoisis parmi les accidents eacutetudieacutes dans le cadre notamment de la deacutemonstration desucircreteacute et sont preacutesenteacutes dans un chapitre du rapport de sucircreteacute229 Ces accidents-typesrepreacutesentent les diffeacuterents potentiels de dangers de lrsquoinstallation et ne sont pasexclusivement de nature radiologique (des accidents ayant des conseacutequences chimiquespeuvent par exemple ecirctre retenus) Pour de nombreux reacuteacteurs de recherche franccedilaislrsquoaccident de type BORAX fait partie de ces accidents-types car il conduit agrave une fusiondans le cœur et agrave une surpression dans le bacirctiment du reacuteacteur pouvant entraicircnant desrejets dans lrsquoenvironnement Mais des accidents moins seacutevegraveres peuvent aussi ecirctre retenusdans les PUI230 Parmi les autres accidents-types on peut citer

ndash la rupture de gaine drsquoune plaque de combustible sous eau dans le cœur dureacuteacteur

ndash la fusion drsquoune plaque de combustible sous eau dans le cœur du reacuteacteur

ndash la fusion agrave lrsquoair drsquoun eacuteleacutement combustible dans le bacirctiment du reacuteacteur lors drsquoundeacutechargement du cœur du reacuteacteur

ndash la chute drsquoun emballage de transport contenant plusieurs eacuteleacutements combustibleshellip

Certains de ces accidents-types peuvent supposer de multiples deacutefaillances internesou la survenue drsquoune agression naturelle drsquoune intensiteacute supeacuterieure agrave celle consideacutereacutee agrave laconception de lrsquoinstallation

En cas drsquoaccident impliquant une deacutegradation importante de combustible le per-sonnel drsquoexploitation et les chercheurs preacutesents dans le bacirctiment du reacuteacteur et leslocaux attenants tels que la salle de commande peuvent devoir ecirctre eacutevacueacutes comptetenu des deacutebits de dose atteints Il est eacutegalement agrave noter que dans le cas drsquoune fusion ducœur agrave lrsquoair (en cas de deacutecouvrement de celui-ci) ou drsquoeacuteleacutement combustible enmanutention dans le bacirctiment drsquoun reacuteacteur lrsquoirradiation directe agrave lrsquoexteacuterieur dubacirctiment du reacuteacteur pourra aussi ecirctre importante Crsquoest pourquoi des reacuteacteurs derecherche franccedilais sont doteacutes drsquoun poste de repli implanteacute agrave une distance suffisante dureacuteacteur au regard des deacutebits de dose pouvant reacutesulter de lrsquoinstallation accidenteacutee Ceposte de repli comprend les informations neacutecessaires agrave la gestion de lrsquoaccident (para-megravetres neutroniques et thermohydrauliques du cœur du reacuteacteur niveaux drsquoeau deacutebitsde dose mesure en continu de lrsquoactiviteacute rejeteacutee par la chemineacuteehellip) De mecircme certainssystegravemes de lrsquoinstallation peuvent ecirctre commandeacutes agrave partir du poste de repli tels que laventilation de sauvegarde permettant de laquo piloter raquo les rejets dans lrsquoatmosphegravere ensituation accidentelle

229 Prescrit dans le deacutecret ndeg 2007-1557 du 2 novembre 2007 dit deacutecret laquo proceacutedures raquo230 Ainsi par rapport agrave lrsquoINSAG-10 un exploitant (en France) peut ecirctre ameneacute agrave prendre la deacutecision de

deacuteclencher son PUI pour des accidents envisageacutes au titre du niveau 3 de la deacutefense en profondeur(lrsquoaccident de type BORAX se situant au niveau 4)

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Les accidents-types font lrsquoobjet (notamment agrave lrsquoIRSN) de documents syntheacutetiquestenus agrave jour ougrave sont preacuteciseacutees les conseacutequences possibles de chacun drsquoentre eux avecdiffeacuterentes variantes en termes de conditions meacuteteacuteorologiques de temps eacutecouleacute entrelrsquoarrecirct du reacuteacteur et lrsquoaccident231 de configuration des systegravemes de ventilationdrsquoaggravants possibles consideacutereacutes dans le cadre du volet laquo pronostic raquo de la meacutethode3D-3P (par exemple piegraveges agrave iode en service ou hors service)hellip

Il est agrave noter que des fiches syntheacutetiques descriptives des reacuteacteurs de recherche sonteacutegalement agrave disposition des eacutequipes de crise preacutecisant les inventaires radiologiques dansles cœurs et les piscines drsquoentreposage de combustible useacute les caracteacuteristiques deslaquo barriegraveres raquo de confinement et des systegravemes comme ceux de ventilation et de filtrationCes fiches sont indispensables pour les reacuteacteurs de recherche du fait du nombrerelativement restreint de personnes ayant une connaissance approfondie de cesreacuteacteurs

Enfin concernant les PPI les conditions drsquoune eacutevacuation ou drsquoun confinement depopulations sont eacutetudieacutees par les pouvoirs publics Elles sont compleacuteteacutees par la preacute-paration de mesures de controcircle de consommation ou de commercialisation agrave courtmoyen ou long termes de produits alimentaires eacuteventuellement contamineacutes La mise enœuvre de ces mesures est du ressort du Preacutefet du deacutepartement concerneacute

78 Aspects de sucircreteacute concernant le deacutemantegravelementdes reacuteacteurs de recherche

Selon les termes de la regraveglementation applicable lrsquoexploitant drsquoun reacuteacteur derecherche doit deacutesormais preacutesenter degraves la demande drsquoautorisation de creacuteation drsquounetelle installation les principes geacuteneacuteraux et les dispositions relatifs au deacutemantegravelementfutur de lrsquoinstallation (laquo plan de deacutemantegravelement raquo) Ces eacuteleacutements doivent ecirctre le caseacutecheacuteant actualiseacutes lors de la demande drsquoautorisation de mise en service de lrsquoinstallationainsi que lors des reacuteexamens de sucircreteacute Enfin comme pour toute installation nucleacuteaire debase lrsquoexploitant qui envisage la mise agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif et le deacutemantegravelement effectif drsquounreacuteacteur de recherche doit deacuteposer en temps voulu un dossier speacutecifique

En France plusieurs reacuteacteurs de recherche ont deacutejagrave eacuteteacute deacutemanteleacutes comme lereacuteacteur universitaire de Strasbourg (RUS) ou HARMONIE le reacuteacteur SILOE agrave Grenobleest deacutesormais deacuteclasseacute et le reacuteacteur drsquoenseignement ULYSSE agrave Saclay est en phaseavanceacutee de deacutemantegravelement Un certain nombre drsquoautres reacuteacteurs sont en cours dedeacuteconstruction sachant que la strateacutegie retenue vise un deacutemantegravelement laquo immeacutediat232 raquo

231 Cela deacutetermine la puissance reacutesiduelle agrave prendre en compte qui deacutecroicirct de faccedilon globalementexponentielle dans le temps

232 Le guide ndeg 6 de lrsquoASN (version reacuteviseacutee du 30 aoucirct 2016) relatif agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif audeacutemantegravelement et au deacuteclassement des INB rappelle agrave cet eacutegard le code de lrsquoenvironnementqui prescrit que lrsquoexploitant drsquoune installation nucleacuteaire de base laquo procegravede agrave son deacutemantegravelementdans un deacutelai aussi court que possible dans des conditions eacuteconomiquement acceptables et dansle respect des principes eacutenonceacutes agrave lrsquoarticle L 1333-1 du code de la santeacute publique et au II de lrsquoarticleL 110-1 du preacutesent code raquo

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apregraves lrsquoarrecirct deacutefinitif du reacuteacteur ndash de faccedilon notamment agrave pouvoir utiliser autant quepossible les compeacutetences et les connaissances des opeacuterateurs encore preacutesents Ainsi ledeacutemantegravelement du reacuteacteur PHENIX a eacuteteacute prescrit dans la continuiteacute de la deacutecision de samise agrave lrsquoarrecirct par le CEA

La reacuteglementation actuelle met lrsquoaccent sur la prise en compte du deacutemantegravelement auplus tocirct de la vie drsquoune installation degraves la conception en vue de faciliter les opeacuterations dedeacuteconstruction et de minimiser les risques associeacutes Sur ce point on peut noter que pourles reacuteacteurs agrave laquo faisceaux sortis de neutrons raquo (ORPHEE RHF) le deacutemontage complet dela cuve du bloc-pile avait eacuteteacute preacutevu degraves la conception de ces reacuteacteurs

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81 Deacutefinition et exemplesLes accidents de reacutefeacuterence233 pris en compte pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais

sont les accidents drsquoorigine interne (deacutefaillances de mateacuteriels erreurshellip) qui sontconsideacutereacutes comme eacutetant susceptibles drsquoavoir les conseacutequences les plus seacutevegraveres surlrsquointeacutegriteacute drsquoeacuteleacutements combustibles ou du cœur du reacuteacteur tout entier Ils ont uncaractegravere tregraves improbable car ils supposent la survenue de deacutefaillances multiples Ainsipour certains drsquoentre eux la deacutefaillance de lrsquoarrecirct drsquourgence (insertion des eacuteleacutementsabsorbants dans le cœur) est postuleacutee234 ou bien celui-ci serait inefficace compte tenude la rapiditeacute de lrsquoaccident

233 La signification ici donneacutee agrave lrsquoexpression laquo de reacutefeacuterence raquo pour ces accidents dans les reacuteacteurs derecherche (franccedilais) est agrave distinguer de celle des transitoires incidents et accidents de reacutefeacuterencedeacutefinis dans les laquo directives techniques pour la conception et la construction de la prochainegeacuteneacuteration de tranches nucleacuteaires agrave eau pressuriseacutee raquo eacutetablies par le GPR et les groupes drsquoexpertsallemands et utiliseacutees pour lrsquoEPR Ces transitoires incidents et accidents aussi appeleacutes laquo dereacutefeacuterence raquo sont reacutepartis en quatre cateacutegories selon les freacutequences estimeacutees des groupesdrsquoeacuteveacutenements qursquoils repreacutesentent ils correspondent aux laquo conditions de fonctionnement raquodes cateacutegories 1 agrave 4

234 Les transitoires avec deacutefaillance de lrsquoarrecirct drsquourgence sont aussi deacutesigneacutes ATWS (AnticipatedTransients Without Scram) selon la terminologie anglo-saxonne utiliseacutee pour les reacuteacteurs depuissance Leur eacutetude srsquoest imposeacutee apregraves lrsquoaccident de Three Mile Island survenu en 1979

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Les accidents de reacutefeacuterence retenus pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais sont enmajoriteacute des accidents drsquoinsertion235 de reacuteactiviteacute dans le cœur Les autres peuvent ecirctredes pertes de refroidissement ou le deacutenoyage drsquoeacuteleacutements combustibles

Les accidents de reacutefeacuterence participent agrave la conception mecircme du confinement desreacuteacteurs ou tout au moins agrave la veacuterification des choix de conception adopteacutes pour leurconfinement En effet drsquoautres sollicitations drsquoorigine externe sont prises en comptepour la conception du confinement ou sa veacuterification seacuteisme chute drsquoavion explosionexterne Le terme confinement recouvre la troisiegraveme laquo barriegravere raquo de confinementconstitueacutee en partie supeacuterieure par les superstructures du bacirctiment du reacuteacteur et enpartie infeacuterieure et selon les configurations par le plancher de la (ou des) piscine(s) et delocaux en sous-sol par le radier ainsi que par des circuits et eacutequipements associeacutes auconfinement dynamique et qui traversent les parois du bacirctiment du reacuteacteur tels que lescircuits de ventilation les dispositifs de filtration des rejetshellip Les traverseacutees drsquoautrescircuits (circuits participant au refroidissement du reacuteacteur par exemple) sont aussi agraveconsideacuterer Au stade de la conception les eacutetudes deacutefinissent preacuteciseacutement les exigencesfonctionnelles et les caracteacuteristiques techniques des eacutequipements participant au confine-ment drsquoun reacuteacteur eacutepaisseurs de parois en beacuteton taux de ferraillage valeurs depreacutecontrainte de cacircbles eacutepaisseurs de revecirctements meacutetalliques de piscines mateacuteriauxutiliseacutes types de soudures retenus deacutebits de ventilation efficaciteacute de dispositifs defiltration avant rejet dans lrsquoenvironnementhellip

Pour les reacuteacteurs de type piscine utilisant du combustible composeacute drsquouranium etdrsquoaluminium236 (OSIRIS ORPHEE RHF RJH) lrsquoaccident de type BORAX mdash dont lesprincipaux aspects seront exposeacutes au paragraphe suivant mdash constitue un accident dereacutefeacuterence Mais pour ces reacuteacteurs drsquoautres accidents de reacutefeacuterence peuvent aussi ecirctreeacutetudieacutes bouchage de canaux drsquoeau situeacutes entre des plaques combustibles fusion agrave lrsquoairdrsquoun eacuteleacutement combustible (en cours de manutention en cas de deacutenoyage) il ne srsquoagitplus alors drsquoaccidents de reacuteactiviteacute mais drsquoaccidents de refroidissement entraicircnant plusou moins rapidement une fusion de combustible Les accidents de fusion de combustible agravelrsquoair sont geacuteneacuteralement ceux qui ont les conseacutequences radiologiques les plus importantes(rayonnement externe par lrsquoenceinte transfert de radionucleacuteides dans lrsquoenvironnement) ce sont ces accidents qui de fait mettent le plus en jeu la capaciteacute de confinement dubacirctiment du reacuteacteur au niveau de ses superstructures lrsquoaccident de type BORAXsollicitant geacuteneacuteralement237 davantage les parois de la piscine du reacuteacteur

Pour un reacuteacteur tel que le RHF implanteacute agrave proximiteacute immeacutediate de la ville deGrenoble les reacutesultats des eacutetudes des accidents de reacutefeacuterence (fusion de combustible sous

235 Il est rappeleacute agrave nouveau ici que les expressions laquo insertion raquo laquo injection raquo laquo introduction raquo oulaquo apport raquo sont indiffeacuteremment utiliseacutees Lrsquoexpression laquo excursion de puissance raquo deacutesigne letransitoire de puissance provoqueacute par une insertion de reacuteactiviteacute

236 Il a eacuteteacute vu paragraphe 21 que tous les combustibles de formule UAlx U3Si2 et UMox contiennenteacutegalement de lrsquoaluminium ajouteacute agrave la fin de lrsquoopeacuteration de broyage avec la poudre decombustible

237 Hormis pour lrsquoaccident de type BORAX en cas de possibiliteacute drsquoune gerbe drsquoeau ou de marteaudrsquoeau sous le docircme du bacirctiment du reacuteacteur

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eau fusion de combustible agrave lrsquoair) sont particuliegraverement importants pour appreacutecier lecaractegravere acceptable de la conception de lrsquoinstallation et notamment du confinement

Les accidents de reacutefeacuterence retenus aujourdrsquohui238 pour les reacuteacteurs de recherchefranccedilais autres que ceux de type piscine sont succinctement preacuteciseacutes ci-apregraves

Reacuteacteurs EOLE et MINERVE

Pour le reacuteacteur EOLE lrsquoaccident de reacutefeacuterence qui a eacuteteacute retenu est la remonteacuteeintempestive drsquoun eacuteleacutement de controcircle alors que le reacuteacteur est en fonctionnement avecune deacutefaillance postuleacutee de lrsquoarrecirct drsquourgence (les eacuteleacutements de seacutecuriteacute ne sont pasintroduits dans le cœur) Lrsquoinsertion de reacuteactiviteacute qui en reacutesulte ne conduit pas agrave la fusionde combustible (UO2)

Pour le reacuteacteur MINERVE lrsquoaccident de reacutefeacuterence retenu est une divergence dureacuteacteur (deacutemarrage) avec un assemblage anormalement constitueacute (trop puissant) chargeacutepar erreur dans le cœur du reacuteacteur avec deacutefaillance de lrsquoarrecirct drsquourgence Cela entraicircne uneinsertion de 1 000 pcm en environ 1 seconde sans entraicircner de fusion de combustible

Reacuteacteur MASURCA

Pour le reacuteacteur MASURCA lrsquoaccident de reacutefeacuterence retenu est une divergence dureacuteacteur avec un assemblage anormalement constitueacute (trop puissant) chargeacute par erreurdans le plus gros cœur envisageacute pour le reacuteacteur239 avec deacutefaillance de lrsquoarrecirct drsquourgenceLrsquoinsertion de reacuteactiviteacute est de 49 $240 en 10 secondes Lrsquoexploitant avait initialementconsideacutereacute que ce sceacutenario pouvait ecirctre exclu compte tenu des deacutefaillances successivesqursquoil suppose mais lrsquoIRSN a estimeacute que cela eacutetait difficilement justifiable compte tenu dufait que sa preacutevention repose en grande partie sur des dispositions de nature organi-sationnelle Un tel accident ne megravene pas agrave la fusion du combustible mais compte tenudes tempeacuteratures atteintes le sodium solide contenu dans les reacuteglettes fond241 LrsquoIRSN aestimeacute que compte tenu du nombre important de reacuteglettes concerneacutees dans le cœur dureacuteacteur il nrsquoest pas possible drsquoeacutecarter la preacutesence de deacutefauts latents dans le gainage dequelques-unes drsquoentre elles Lrsquoeacutejection de sodium liquide hors de ces reacuteglettes entraicirc-nerait degraves lors un feu de sodium au contact de lrsquoair de refroidissement du cœur Endeacutefinitive lrsquoeacutevaluation des conseacutequences radiologiques (et chimiques) de lrsquoaccident a eacuteteacutefaite en supposant un feu impliquant 1 du sodium preacutesent dans le cœur du reacuteacteur Legainage des reacuteglettes de combustible situeacutees agrave proximiteacute de reacuteglettes de sodium en feuest supposeacute deacutefaillant ce qui conduit agrave un relacircchement de radioactiviteacute (repreacutesentantenviron 4 TBq) dans le bacirctiment du reacuteacteur (dont des produits de fission) Lrsquoeacutevaluation

238 Ils ont eacutevolueacute au fil des reacuteexamens de sucircreteacute239 Il est en effet possible de charger dans MASURCA des cœurs de diffeacuterentes tailles240 Pour les reacuteacteurs agrave neutrons rapides ou la maquette MASURCA utilisant du plutonium il est

courant de se reacutefeacuterer au laquo dollar raquo ($) correspondant agrave la proportion de neutrons diffeacutereacutes (voir leparagraphe 71 dans lequel sont indiqueacutees quelques valeurs pour diffeacuterents types de reacuteacteurs etde combustibles) Il srsquoagit en cas drsquoinsertion de reacuteactiviteacute du seuil de reacuteactiviteacute agrave partir duquel unereacuteaction en chaicircne diverge par les seuls neutrons prompts

241 Le sodium fond agrave une tempeacuterature drsquoenviron 98 degC

Les accidents de reacutefeacuterence retenus pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais 177

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des conseacutequences radiologiques drsquoun tel accident dans lrsquoenvironnement a conduitlrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire agrave demander agrave lrsquoexploitant drsquoeacutetudier diffeacuterentes dispositionsde nature agrave les reacuteduire (pilotage de la ventilation de lrsquoenceinte de confinement de laventilation de repli reprise de fuiteshellip) et drsquoeacutevaluer les risques toxiques dus aux aeacuterosolsde sodium notamment pour les opeacuterateurs qui seraient ameneacutes agrave faire des rondes danslrsquoinstallation avant le deacuteclenchement du dispositif drsquoextinction du feu de sodium par delrsquoargon

Reacuteacteur CABRI

Lrsquoaccident de reacutefeacuterence retenu pour le reacuteacteur CABRI est un accident de surpuissanceen fonctionnement reacutesultant de la deacutefaillance simultaneacutee des quatre vannes dedeacutecompression des barres drsquoheacutelium 3 (deux vannes agrave ouverture laquo rapide raquo et deuxvannes agrave ouverture laquo lente raquo ndash voir le paragraphe 52) avec deacutefaillance de lrsquoarrecirctdrsquourgence ce qui conduit agrave une insertion de reacuteactiviteacute de 2 100 pcm en 20 ms Lapuissance du reacuteacteur augmente jusqursquoagrave un pic de lrsquoordre de 25 GW les contre-reacuteactionsneutroniques conduisant agrave une deacutecroissance rapide de la puissance Lrsquoeacutetude du sceacutenarioreacutealiseacutee par lrsquoexploitant montre drsquoune part que la tempeacuterature des crayons de combus-tible du coeur nourricier augmente mais nrsquoatteint pas la tempeacuterature de fusion delrsquoUO2

242 drsquoautre part que les critegraveres meacutecaniques retenus agrave lrsquoeacutegard du risque de rupture degaine ne sont pas atteints lors du transitoire

82 Lrsquoaccident de type BORAX mdash principaux aspectsLrsquoaccident de type BORAX est retenu en France comme accident de reacutefeacuterence pour les

reacuteacteurs de recherche de type piscine utilisant du combustible meacutetallique sous forme deplaques (acircmes) agrave base drsquouranium et drsquoaluminium comprises entre deux feuilles mincesdrsquoaluminium assurant le rocircle de gainage Pour un tel combustible la fusion commenceavec celle de lrsquoaluminium agrave 660 degC

Lrsquoaccident survenu en 1961 dans le reacuteacteur ameacutericain SL-1 (Stationary Low PowerReactor NumberOne243) ainsi que des expeacuteriences reacutealiseacutees aux Eacutetats-Unis dans les anneacutees1950 et 1960 ont montreacute que de tels reacuteacteurs pouvaient ecirctre le siegravege en cas drsquoapportsoudain et important de reacuteactiviteacute de pheacutenomegravenes explosifs reacutesultant de la deacutegradationvoire de la fusion rapide drsquoune partie du cœur du reacuteacteur Ce type drsquoaccident est depuisappeleacute accident de type BORAX du nom des (cinq) reacuteacteurs du mecircme nom de lrsquoANL(Argonne National Laboratory) dans lrsquoeacutetat drsquoIdaho (National Reactor Testing Station244)avec lesquels furent meneacutees des expeacuteriences sur ce type drsquoaccident

Les circonstances de lrsquoaccident du reacuteacteur SL-1 sont rappeleacutees succinctementci-apregraves avec les enseignements qui ont pu en ecirctre tireacutes Les pheacutenomegravenes mis en jeu

242 Il sera vu au paragraphe 1011 que les rampes lentes eacutetaient en fait plus dommageables pour lecombustible du cœur ce qui nrsquoavait pas eacuteteacute identifieacute mais des rampes lentes ne seront pluseffectueacutees dans CABRI

243 Reacuteacteur stationnaire de faible puissance ndeg 1244 Station nationale drsquoessais de reacuteacteurs

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dans ce type drsquoaccident et la faccedilon dont ils sont pris en compte pour la conception dereacuteacteurs de recherche de type piscine245 seront ensuite preacuteciseacutes

821 Lrsquoaccident du reacuteacteur SL-1

Le reacuteacteur SL-1 eacutetait un reacuteacteur expeacuterimental de lrsquoarmeacutee ameacutericaine construit sur lesite du laboratoire national de lrsquoIdaho246 agrave environ 65 km agrave lrsquoouest drsquoIdaho Falls dans lecadre drsquoun programme visant agrave deacutevelopper des reacuteacteurs eacutelectrogegravenes permettantdrsquoalimenter des sites isoleacutes comme ceux de stations de radars de surveillance Il a eacuteteacutemis en service le 11 aoucirct 1958 La puissance thermique maximale de ce reacuteacteur eacutetait de3 MW et il pouvait deacutelivrer une puissance eacutelectrique de 200 kW Le cœur de ce reacuteacteureacutetait composeacute drsquoune centaine de plaques agrave base drsquouranium et drsquoaluminium gaineacuteesdrsquoaluminium regroupeacutees en assemblages le combustible eacutetait fabriqueacute au laboratoirenational drsquoArgonne Lrsquouranium eacutetait enrichi agrave 93 en isotope 235 Le reacuteacteur eacutetaiteacutequipeacute de neuf barres absorbantes agrave base de cadmium Lrsquoeau situeacutee dans la cuve (fermeacutee)servait agrave la fois de reacutefrigeacuterant et de modeacuterateur

Agrave la fin du mois de deacutecembre 1960 une maintenance des barres absorbantes a eacuteteacutedeacutecideacutee agrave la suite de divers coincements ayant affecteacute ces barres Pour cette mainte-nance le reacuteacteur a eacuteteacute arrecircteacute les barres ont eacuteteacute mises en position basse et deacuteconnecteacuteesde leurs meacutecanismes de commande

Dans lrsquoapregraves-midi du 3 janvier 1961 une fois la maintenance termineacutee une eacutequipe areconnecteacute les meacutecanismes agrave leurs barres respectives en vue du redeacutemarrage dureacuteacteur

Agrave 21 h trois postes drsquoincendie ont reccedilu des signaux drsquoalarme provenant du bacirctimentdu reacuteacteur Ces alarmes ne permettaient pas de distinguer srsquoil srsquoagissait drsquoun incendie oudrsquoun niveau anormal de rayonnement Agrave leur arriveacutee sur les lieux les eacutequipes drsquointerven-tion nrsquoont constateacute ni deacutegacirct visible ni signe drsquoincendie Toutefois des deacutebits de dose tregraveseacuteleveacutes ont eacuteteacute deacutetecteacutes agrave lrsquoentreacutee dans le bacirctiment du reacuteacteur avec des valeurs drsquoenviron1 000 radheure (10 Gyh) dans le hall du reacuteacteur Deux personnes ont eacuteteacute trouveacuteesinertes aupregraves du reacuteacteur une troisiegraveme avait eacuteteacute projeteacutee au plafond du bacirctiment avecune barre absorbante Deux de ces trois personnes ont eacuteteacute tueacutees sur le coup la troisiegravemedeacuteceacutedera deux heures apregraves lrsquoaccident au cours de son transfert agrave lrsquohocircpital

Les inspections effectueacutees notamment agrave lrsquoaide drsquoun robot ont permis drsquoeacutetablir queseule la barre absorbante en position centrale du cœur avait eacuteteacute eacutejecteacutee Les autres barresabsorbantes eacutetaient resteacutees dans le cœur qui a subi une forte deacuteformation radiale Unbouchon de protection radiologique avait eacuteteacute eacutejecteacute jusqursquoau plafond du bacirctiment Lrsquoeacutetatdu cœur est visible sur la figure 81 La cuve a reacutesisteacute agrave lrsquoaccident de mecircme que lebacirctiment du reacuteacteur

245 Pour plus de deacutetail le lecteur pourra srsquoil le souhaite consulter lrsquoouvrage eacutediteacute en 2011 par lrsquoIRSN laquo Prise en compte des accidents de type BORAX pour les reacuteacteurs de recherche raquo Collectiondocuments de reacutefeacuterence IRSN 2010128 disponible sur wwwirsnfr

246 Idaho National Laboratory (INL)

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Lrsquohypothegravese la plus geacuteneacuteralement retenue pour expliquer lrsquoaccident est qursquoune barreabsorbante srsquoeacutetait coinceacutee et qursquoun opeacuterateur a voulu la deacutecoincer agrave la main mais a maldoseacute son effort La barre ayant eacuteteacute monteacutee sur une trop grande hauteur le seuildrsquoemballement de la reacuteaction en chaicircne a eacuteteacute deacutepasseacute conduisant agrave lrsquoexplosion du reacuteacteurIl a eacuteteacute estimeacute notamment du fait de la preacutesence drsquoun isotope agrave vie courte de lrsquoyttrium surles vecirctements des opeacuterateurs deacuteceacutedeacutes que la puissance thermique du reacuteacteur a puatteindre transitoirement environ 20 000 MW lors de lrsquoaccident247 Drsquoapregraves les dommagesobserveacutes il a pu ecirctre estimeacute que la pression dans la cuve avait deacutepasseacute 30 bars

La deacutecontamination du bacirctiment du reacuteacteur SL-1 durera plus drsquoun an Les deacutebris dureacuteacteur ont eacuteteacute totalement eacutevacueacutes et le bacirctiment a eacuteteacute raseacute en 1962

Les sauveteurs les plus exposeacutes ont reccedilu une dose estimeacutee de lrsquoordre de 30 rad(03 Gy) Il nrsquoy a pas eu de conseacutequences radiologiques significatives en dehors dubacirctiment dans lequel la quasi-totaliteacute (9999 ) de la radioactiviteacute serait resteacutee confineacutee(figure 82) Sous le vent lrsquoimpact radiologique sur les plantes est resteacute faible et aucunecontamination nrsquoa eacuteteacute deacutetecteacutee dans les eaux souterraines

Les eacuteleacutements disponibles sur cet accident font ressortir que lrsquoune des preacuteoccupationsdes organisateurs des secours a eacuteteacute outre drsquoassurer la protection radiologique desintervenants drsquoeacuteviter tout risque drsquoun deuxiegraveme accident nucleacuteaire en srsquoassurant qursquoilrestait suffisamment de barres absorbantes dans le cœur du reacuteacteur et que le bouchoneacutejecteacute ne risquait pas de retomber sur celui-ci

Figure 81 Vue du cœur du reacuteacteur SL-1 apregraves lrsquoaccident de reacuteactiviteacute survenu en 1961 trois desmeacutecanismes de barres sont visibles INL

247 Avec un nombre total de fissions de 151018

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822 Principaux enseignements tireacutes de lrsquoaccident dureacuteacteur SL-1

Lrsquoaccident du reacuteacteur SL-1 ainsi que les reacutesultats des essais reacutealiseacutes aux Eacutetats-Unisen 1954 dans le reacuteacteur BORAX-1 puis en 1962 dans le reacuteacteur SPERT-1 (voir letableau 81 agrave la fin du preacutesent chapitre) ont montreacute que les reacuteacteurs de rechercherefroidis par de lrsquoeau et utilisant un combustible agrave base drsquouranium et drsquoaluminiumpouvaient en cas drsquoapport soudain et important de reacuteactiviteacute ecirctre le siegravege de deuxmeacutecanismes agrave caractegravere explosif reacutesultant de la deacutegradation voire de la fusion rapidedrsquoune partie du cœur (les deux meacutecanismes peuvent eacuteventuellement coexister)suivants

ndash une vaporisation brutale drsquoeau (explosion de vapeur)

ndash une vaporisation brutale de lrsquoaluminium

Ces pheacutenomegravenes peuvent se traduire par la creacuteation drsquoondes de choc et la deacutetente debulles dans lrsquoeau du circuit primaire et pour les reacuteacteurs de type piscine dans cettepiscine Ces bulles peuvent contenir des gaz non condensables (par exemple delrsquohydrogegravene provenant de lrsquooxydation de lrsquoaluminium ou de dispositifs expeacuterimentaux)susceptibles drsquoamplifier les effets meacutecaniques reacutesultant de la deacutetente des bulles devapeur ndash se traduisant par une laquo impulsion248 raquo sur les structures

Ce type drsquoaccident peut entraicircner

ndash une deacutegradation importante du bloc-pile du circuit primaire des parois de lapiscine du reacuteacteur

Figure 82 Mesure de la contamination des sols au voisinage du reacuteacteur SL-1 INL

248 Caracteacuteriseacutee par un profil temporel de pression avec la valeur du pic et la dureacutee

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ndash une deacutegradation de la partie infeacuterieure du confinement (fond de la piscine dureacuteacteur) du fait des effets thermiques des mateacuteriaux fondus qui peuvent srsquoyaccumuler

ndash un transfert drsquoeau dans le bacirctiment du reacuteacteur du fait drsquoune explosion de vapeursusceptible drsquoimpacter le plafond du bacirctiment du reacuteacteur (effet laquo marteau drsquoeau raquo)avant de retomber dans la piscine Une partie de cette eau transfeacutereacutee dans lebacirctiment du reacuteacteur peut ecirctre pulveacuteriseacutee en formant une gerbe drsquoeau

Figure 83 En haut scheacutema du reacuteacteur BORAX-1 copy DR En bas photographie prise lors de lrsquoessaidestructif final du reacuteacteur BORAX-1 copy Argonne National Laboratory (creative commons)

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ndash une augmentation des tempeacuteratures et des pressions de lrsquoatmosphegravere du bacirctimentdu reacuteacteur du fait notamment des eacutechanges thermiques avec la gerbe drsquoeau et avecles gaz rares et les produits de fission volatils relacirccheacutes dans le bacirctiment aveceacuteventuellement des particules ou des fragments de combustible entraicircneacutes

ndash de tregraves forts deacutebits de dose dans le bacirctiment du reacuteacteur et eacuteventuellement agravelrsquoexteacuterieur

ndash des rejets radioactifs dans lrsquoenvironnement

823 Prise en compte de lrsquoaccident de type BORAX en France

8231 Consideacuterations geacuteneacuterales

En France la possibiliteacute drsquoun accident de type BORAX a eacuteteacute systeacutematiquementretenue pour la conception du confinement des reacuteacteurs de recherche refroidis par delrsquoeau et utilisant du combustible agrave base drsquouranium et drsquoaluminium

La prise en compte de cet accident comprend

ndash la deacutefinition des dispositions visant agrave le rendre tregraves improbable en consideacuterant tousles initiateurs possibles drsquoune insertion de reacuteactiviteacute dans le cœur du reacuteacteur

ndash la deacutetermination drsquoun accident enveloppe permettant drsquoen deacutefinir les conseacute-quences envisageables au sein mecircme de lrsquoinstallation

ndash lrsquoeacutevaluation de ces conseacutequences afin de veacuterifier le respect des exigencesfonctionnelles requises dans une telle situation pour les diffeacuterents eacutequipementsparticipant au maintien du cœur sous eau (apregraves la phase initiale au cours delaquelle il peut de produire une gerbe drsquoeau) et au confinement (bacirctiment dureacuteacteur cuvelages et piscines systegravemes de ventilation et de filtration systegravemesde refroidissement post-accidentelhellip)

Dans le but drsquoassurer un confinement robuste du reacuteacteur agrave un accident de typeBORAX les caracteacuteristiques retenues pour cet accident doivent ecirctre suffisammentmajorantes ou enveloppes

Les initiateurs consideacutereacutes sont par exemple lrsquoeacutejection drsquoun ou de plusieurs eacuteleacutementsabsorbants lrsquoinsertion de reacuteactiviteacute associeacutee au retrait intempestif drsquoun dispositifexpeacuterimental absorbant

La prise en compte de lrsquoaccident de type BORAX pour la conception des reacuteacteurs derecherche de type piscine et utilisant du combustible agrave base drsquouranium et drsquoaluminiumdemeure neacutecessaire degraves lors qursquoun accident de reacuteactiviteacute reste envisageable Agrave cet eacutegardil convient de noter que

ndash les reacuteacteurs concerneacutes sont de par leurs missions des installations offrant unecertaine varieacuteteacute de modaliteacutes drsquoutilisation de faccedilon agrave permettre souvent simul-taneacutement la reacutealisation de programmes expeacuterimentaux la production de radio-isotopeshellip De nombreuses manipulations peuvent ecirctre reacutealiseacutees dans le cœur dureacuteacteur ou agrave sa proximiteacute

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ndash ces reacuteacteurs peuvent ecirctre ameneacutes agrave connaicirctre des modifications dans le temps deleurs missions ou de leurs eacutequipements Les expeacuteriences souhaiteacutees peuventneacutecessiter lrsquoinstallation de systegravemes supports deacutedieacutes susceptibles de creacuteer desrisques qui nrsquoont pas eacuteteacute consideacutereacutes explicitement lors de la conception initiale dureacuteacteur (par exemple utilisation de gaz sous pression) La prise en compte degraves laconception initiale drsquoun accident enveloppe de type BORAX est de nature agravefaciliter de telles eacutevolutions ulteacuterieures

ndash ces reacuteacteurs peuvent utiliser des eacutequipements speacutecifiques pour lesquels il nrsquoexistepas de donneacutees de fiabiliteacute ou qui ne beacuteneacuteficient pas drsquoun retour drsquoexpeacuterienceimportant

ndash pour certains de ces reacuteacteurs les facteurs organisationnels et humains peuventavoir une importance particuliegravere pour la preacutevention des incidents et des acci-dents Mecircme si des enseignements ont eacuteteacute tireacutes de lrsquoaccident du reacuteacteur SL-1 etdes accidents majeurs qui ont affecteacute des reacuteacteurs de puissance (notammentThree Mile Island et Tchernobyl) la possibiliteacute drsquoerreurs humaines subsiste et leschances de reacutecupeacuteration de telles erreurs ne sont pas aiseacutement appreacuteciables Plusgeacuteneacuteralement la robustesse des lignes de deacutefense organisationnelles nrsquoest pasaiseacutement eacutevaluable Enfin comme cela a eacuteteacute indiqueacute au paragraphe 723 lacoexistence dans lrsquoinstallation de deux types de personnels (exploitants etexpeacuterimentateurs) ayant chacun ses propres objectifs peut creacuteer une situationcomplexe en particulier lors des phases expeacuterimentales ougrave ces deux types depersonnes sont en interaction permanente

8232 Aspects et paramegravetres-cleacutes

Un certain nombre drsquoaspects et de paramegravetres relatifs agrave lrsquoaccident de type BORAXsont de premiegravere importance pour la conception et le dimensionnement drsquoun reacuteacteur detype piscine utilisant du combustible agrave base drsquouranium et drsquoaluminium

ndash la deacutetermination de lrsquoeacutenergie thermique laquo deacuteposeacutee raquo dans le cœur du reacuteacteurcenseacutee constituer une enveloppe pour les accidents de reacuteactiviteacute envisageablesdans ce reacuteacteur

ndash les conditions de deacuteclenchement drsquoune explosion de vapeur par transfert dechaleur entre le combustible fondu et lrsquoeau

ndash lrsquoeacutevaluation des pressions qui peuvent en reacutesulter

ndash lrsquoeacutevaluation des chargements thermomeacutecaniques (ondes de choc pousseacutee drsquoeaupar deacutetente de bulleshellip) auxquels sont soumises les structures participant auconfinement (y compris la piscine) ainsi que les eacuteventuels dommages qui peuventen reacutesulter

ndash le refroidissement post-accidentel des mateacuteriaux fondus qui peuvent srsquoeacutecou-ler au fond de la piscine voire dans les parties infeacuterieures du bacirctiment dureacuteacteur au travers des singulariteacutes (traverseacutees des meacutecanismes drsquoeacuteleacutementsabsorbantshellip)

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ndash les risques drsquoun nouvel accident de reacuteactiviteacute (laquo recriticiteacute raquo ou laquo retour en criticiteacute raquo)notamment par reacutearrangement de combustible (fondu ou solide)

ndash les conseacutequences radiologiques correspondantes agrave la suite de transferts deradionucleacuteides du cœur au bacirctiment qui lrsquoabrite puis de ce bacirctiment verslrsquoenvironnement

Comme pour les accidents de fusion du cœur des reacuteacteurs agrave eau sous pression lacaracteacuterisation et la quantification des diffeacuterentes conseacutequences drsquoun accident de typeBORAX sont complexes du fait du grand nombre de pheacutenomegravenes ndash mis en jeu de faccedilonsimultaneacutee ndash de la geacuteomeacutetrie des eacutequipements (cuve ou caisson du cœur du reacuteacteurcircuit primaire reacuteflecteur dispositifs expeacuterimentaux cuvelage de la piscine parois enbeacuteton de celle-cihellip) Ainsi pour pouvoir statuer au cours de la phase de conception drsquounnouveau reacuteacteur quant au bien-fondeacute des hypothegraveses fondamentales retenues pour laconception des eacuteleacutements participant au confinement des produits radioactifs unedeacutemarche peut consister agrave utiliser pour chacun des effets de lrsquoaccident pris seacutepareacutementles uns des autres (ondes de choc et deacutetente de bulles sur les parois lateacuterales de la piscinelaquo marteau drsquoeau raquo et gerbe drsquoeau en partie supeacuterieure conseacutequences radiologiques danslrsquoenvironnementhellip) des outils drsquoeacutevaluation speacutecifiques ndash associeacutes agrave des hypothegravesessuffisamment conservatives ndash permettant drsquoestimer ces effets avec des margessuffisantes

Lrsquoabsence de prise en compte de certains effets par exemple drsquoune gerbe drsquoeau oudrsquoun laquo marteau drsquoeau raquo sous le plafond du bacirctiment du reacuteacteur peut srsquoappuyer sur desexpeacuteriences repreacutesentatives

Dans le cadre du preacutesent ouvrage ne seront deacuteveloppeacutes que deux des aspectsimportants de lrsquoaccident de type BORAX le laquo deacutepocirct raquo drsquoeacutenergie thermique dans le cœurdu reacuteacteur et lrsquoexplosion de vapeur en faisant ressortir essentiellement les principauxpoints drsquoattention agrave leur eacutegard

La notion de deacutepocirct drsquoeacutenergie dans le cœur du reacuteacteur

Le transitoire de puissance qui reacutesulte drsquoune insertion de reacuteactiviteacute dans le cœur drsquounreacuteacteur peut ecirctre caracteacuteriseacutee par divers paramegravetres la puissance maximale atteinte ladureacutee du transitoire jusqursquoau retour aux conditions initiales ou encore lrsquointeacutegrale de lapuissance sur cette dureacutee qui correspond agrave ce qursquoil est drsquousage drsquoappeler lrsquoeacutenergie(thermique) deacuteposeacutee dans le cœur du reacuteacteur Ce dernier paramegravetre revecirct uneimportance toute particuliegravere dans les eacutetudes de conception et de dimensionnementdrsquoun reacuteacteur de recherche pour lequel la possibiliteacute drsquoun accident de type BORAX estretenue car il deacutetermine en grande partie lrsquoampleur de lrsquoexplosion de vapeur qui peut endeacutecouler et donc les conseacutequences pour le reacuteacteur et notamment les eacuteleacutementsparticipant agrave son confinement

Il est agrave noter que pour les derniers reacuteacteurs de recherche construits en France auXXe siegravecle agrave savoir le reacuteacteur agrave haut flux (RHF) agrave Grenoble puis le reacuteacteur ORPHEE agraveSaclay une approche forfaitaire a eacuteteacute adopteacutee un deacutepocirct drsquoeacutenergie de 135 MJ a eacuteteacute retenucorrespondant agrave la fusion de la totaliteacute du cœur du reacuteacteur supposeacute porteacute agrave une

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tempeacuterature de lrsquoordre de 800 degC au cours du transitoire de reacuteactiviteacute Ces valeurs ont eacuteteacuteconsideacutereacutees agrave lrsquoeacutepoque de la conception de ces reacuteacteurs comme une envelopperaisonnable sur la base des enseignements tireacutes de lrsquoaccident du reacuteacteur SL-1 et desessais reacutealiseacutes dans les reacuteacteurs BORAX-1 et SPERT-1

En fait lrsquoeacutenergie thermique agrave retenir doit ecirctre eacutevalueacutee en fonction des speacutecificiteacutes dureacuteacteur notamment en fonction de la quantiteacute de combustible dans son cœur celadrsquoautant plus que les donneacutees expeacuterimentales relatives agrave lrsquoaccident de type BORAX quiproviennent essentiellement du retour drsquoexpeacuterience de lrsquoaccident du reacuteacteur SL-1 et desessais reacutealiseacutes dans les reacuteacteurs BORAX-1 et SPERT-1 ne font pas apparaicirctre depheacutenomegravenes qui limiteraient le deacutepocirct drsquoeacutenergie dans le cœur du reacuteacteur au cours delrsquoaccident agrave une valeur geacuteneacuterique indeacutependante des caracteacuteristiques du reacuteacteur Le deacutepocirctdrsquoeacutenergie deacutepend fortement de la reacuteactiviteacute introduite de la cineacutetique selon laquelle elleest introduite des contre-reacuteactions neutroniques et de la quantiteacute de combustible dans lecœur du reacuteacteur Lrsquoeacutenergie retenue in fine doit avoir un caractegravere enveloppe pour couvriravec des marges suffisantes assurant la robustesse du confinement du reacuteacteur les diverssceacutenarios envisageables drsquoinsertion de reacuteactiviteacute ces sceacutenarios tenant compte bienentendu des dispositions retenues par ailleurs pour la maicirctrise de la reacuteactiviteacute (etjustifieacutes le cas eacutecheacuteant par des essais)

Il est aussi agrave noter que lrsquooxydation de lrsquoaluminium dans le cœur du reacuteacteur au coursde lrsquoaccident peut apporter un surcroicirct tregraves important drsquoeacutenergie thermique agrave lrsquoeau de lapiscine ce qui peut modifier lrsquoampleur de lrsquoexplosion de vapeur Il en est de mecircme de ladestruction possible exothermique de laquo sources froides raquo et de laquo sources chaudes raquo

Lrsquoexplosion de vapeur

Lrsquohypothegravese drsquoune explosion de vapeur est retenue dans les rapports relatifs auxessais destructifs effectueacutes dans les reacuteacteurs BORAX-1 et SPERT-1 ainsi qursquoagrave lrsquoaccidentdu reacuteacteur SL-1

Une explosion de vapeur peut survenir lors de la mise en contact de deux fluides dontlrsquoun le combustible fondu est tregraves chaud lrsquoautre le reacutefrigeacuterant est froid et volatil Il srsquoagitdrsquoune interaction de nature thermodynamique dont les conditions de deacuteclenchementsont complexes Elle conduit agrave une fragmentation et agrave une solidification des mateacuteriauxfondus ainsi qursquoagrave la vaporisation du fluide froid

Lrsquoampleur drsquoune explosion de vapeur deacutepend de multiples paramegravetres notamment

ndash la quantiteacute drsquoeacutenergie totale qui peut ecirctre mobiliseacutee eacutenergie thermique deacuteposeacuteedont il a eacuteteacute question plus haut (fraction du cœur fondue et sa tempeacuterature) agravelaquelle il convient drsquoajouter lrsquoeacutenergie apporteacutee par lrsquooxydation de lrsquoaluminium etcelles susceptibles drsquoecirctre libeacutereacutees par la destruction de dispositifs expeacuterimentauxnotamment les laquo sources froides raquo et laquo chaudes raquo)

ndash la dureacutee des eacutechanges thermiques entre les mateacuteriaux fondus et lrsquoeau

Mecircme si les observations expeacuterimentales montrent qursquoune interaction thermody-namique agrave caractegravere explosif entre combustible fondu et reacutefrigeacuterant ne se produit pas

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systeacutematiquement il demeure neacutecessaire dans un souci de sucircreteacute de consideacuterer lapossibiliteacute drsquoune telle interaction degraves lors que des mateacuteriaux fondus peuvent ecirctre mis aucontact du fluide reacutefrigeacuterant agrave lrsquoeacutetat liquide

Lrsquoexplosion de vapeur peut conduire agrave la propagation drsquoondes de choc et agrave la mise enmouvement de masses drsquoeau par la pousseacutee de la bulle de vapeur qui se deacutetend Cespheacutenomegravenes peuvent provoquer

ndash des deacuteformations voire la rupture de structures et drsquoeacutequipements enveloppesmeacutetalliques entourant le cœur du reacuteacteur plaque supeacuterieure du cœur ettuyauteries du circuit primaire dispositifs expeacuterimentaux situeacutes agrave la peacuteripheacuteriedu cœur eacutequipements preacutesents dans la piscine cuvelage de la piscine du reacuteacteurbatardeau de seacuteparation entre la piscine et un canal de transfert

ndash lrsquoeacutejection drsquoune masse drsquoeau dans le bacirctiment du reacuteacteur avec eacuteventuellementun effet de laquo marteau drsquoeau raquo sur le docircme de ce bacirctiment

Une attention toute particuliegravere doit donc ecirctre porteacutee pour chaque reacuteacteur eacutetudieacuteaux effets meacutecaniques possibles drsquointeractions thermodynamiques entre mateacuteriauxfondus et eau en fonction de facteurs tels que la pression hydrostatique de lrsquoeau dela piscine au niveau du cœur du reacuteacteur (hauteur de lrsquoeau situeacutee au-dessus du cœur) lesvolumes et inerties des masses drsquoeau susceptibles drsquoecirctre mises en mouvement lesraideurs et les inerties des structures meacutetalliques internes et du cuvelage de la piscinehellip Agravecet eacutegard la rigiditeacute de laquo lrsquoenvironnement raquo de la zone drsquointeraction pouvant diffeacutererselon les directions une mise en mouvement drsquoeau selon une orientation preacutefeacuterentiellepeut intervenir par exemple vers le haut

Les ondes de choc produites par lrsquoexplosion de vapeur entraicircnent des pics de pressionsur les parois de la piscine qui peuvent atteindre des valeurs tregraves eacuteleveacutees de lrsquoordre deplusieurs dizaines de bars mais de tregraves courte dureacutee (de lrsquoordre de 10 ms) La deacutetente de labulle de vapeur drsquoeau se traduit par une impulsion de dureacutee plus longue Ces deux typesde chargements meacutecaniques sont agrave eacutetudier au cas par cas sans en exclure lrsquoun ou lrsquoautreen fonction des caracteacuteristiques (inertie rigiditeacutehellip) des eacuteleacutements constitutifs de la piscinedu reacuteacteur eacutetudieacute (parois en beacuteton de forte eacutepaisseur cuvelage meacutetallique de faibleeacutepaisseur plaqueacute ou non sur les parois en beacutetonhellip)

La protection des parois et du fond de la piscine peut ecirctre renforceacutee

ndash en ameacutenageant axialement au niveau du cœur un espace vide entre le cuvelageou la cuve du reacuteacteur et les parois de la piscine Cette disposition permet uneabsorption drsquoeacutenergie meacutecanique par deacuteformation du cuvelage ou de la cuve ce quireacuteduit les sollicitations du geacutenie civil de la piscine (disposition adopteacutee pour lesreacuteacteurs SILOE ORPHEE RJH)

ndash en installant des dispositifs drsquoabsorption drsquoeacutenergie par deacuteformation par exempledes plaques meacutetalliques sur laquo plots reacutesilients raquo en fond de piscine (comme celaavait eacuteteacute adopteacute pour le reacuteacteur SILOE) Dans le cas du reacuteacteur Jules Horowitzune plaque meacutetallique est preacutevue sur le plafond de la crypte des meacutecanismes desbarres absorbantes et des dispositions (laquo reacuteservations raquo) ont eacuteteacute prises pour le

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cas eacutecheacuteant installer des absorbeurs de chocs (de type nid drsquoabeille) dans lapiscine du reacuteacteur pour proteacuteger les parois lateacuterales de celle-ci

83 Essais agrave caractegravere deacutemonstratif reacutealiseacutes en FranceLa recherche drsquoune bonne robustesse de conception des reacuteacteurs de recherche agrave

lrsquoeacutegard drsquoaccidents de reacutefeacuterence peut conduire agrave compleacuteter les eacutevaluations faites sur labase de simulations numeacuteriques par des essais qui peuvent ecirctre de diffeacuterentes naturesCela est notamment le cas lorsque des limitations inheacuterentes agrave la simulation numeacuteriqueet aux outils utiliseacutes apparaissent par exemple lrsquoimpossibiliteacute de modeacuteliser correctementdes singulariteacutes des structures Mais se posent geacuteneacuteralement des questions deacutelicates entermes de similitude249 rechercheacutee et de repreacutesentativiteacute des essais

De tels essais ont eacuteteacute reacutealiseacutes pour des reacuteacteurs de recherche franccedilais concernantdiffeacuterents aspects lieacutes aux accidents de reacutefeacuterence (voir le tableau 82 agrave la fin du preacutesentchapitre) ils ont viseacute

ndash pour le RHF agrave preacuteciser la cineacutetique de variation de la reacuteactiviteacute du cœur en cas depassage drsquoeau leacutegegravere dans lrsquoeau lourde du cœur des essais ont eacuteteacute reacutealiseacutes sur lereacuteacteur lui-mecircme avec de lrsquoeau lourde meacutelangeacutee avec de lrsquoeau leacutegegravere agrave diffeacute-rentes concentrations

ndash pour le reacuteacteur Jules Horowitz agrave deacuteterminer sur une maquette la vitesse deremonteacutee drsquoune barre absorbante en cas drsquoeacutejection accidentelle due agrave unedeacutefaillance de son meacutecanisme de commande

ndash pour le reacuteacteur ORPHEE agrave srsquoassurer par des essais reacutealiseacutes en bassin250 de labonne reacutesistance de la piscine au niveau des traverseacutees des canaux neutroniqueshorizontaux (cuvelage de la piscine au niveau des traverseacutees des canauxlaquo fenecirctres raquo et vannes de seacutecuriteacute eacutequipant les doigts de gant ndash voir leparagraphe 732) afin de srsquoassurer qursquoen cas drsquoaccident de type BORAX il nrsquoyaurait pas de deacutenoyage du cœur du fait drsquoune perte drsquoeacutetancheacuteiteacute au niveau descanaux neutroniques Les essais ont consisteacute agrave soumettre les eacutequipements preacuteciteacutes(sur des maquettes agrave lrsquoeacutechelle 110 pour les essais de reacutesistance du cuvelage et agravelrsquoeacutechelle 12 pour les essais concernant les dispositifs drsquoeacutetancheacuteiteacute des canaux) agraveune onde de pression drsquoeau (par un laquo canon agrave air raquo ou par une deacutetente rapide drsquounvolume drsquoair comprimeacute) repreacutesentative de lrsquoaccident BORAX ndash deacutetente drsquoune bullede vapeur drsquoeau initialement agrave 40 bars et drsquoun volume de 4 m3

ndash agrave veacuterifier globalement le comportement des structures en cas drsquoaccident de typeBORAX agrave titre drsquoexemple un essai a eacuteteacute reacutealiseacute avec un explosif (TNT) sur unemaquette agrave lrsquoeacutechelle 13 du reacuteacteur OSIRIS

249 Diffeacuterentes similitudes sont en effet possibles en termes de deacuteformation de structures dedeacuteplacements de structureshellip

250 Reacutealiseacutes par la Socieacuteteacute pour le deacuteveloppement de la recherche appliqueacutee (SODERA) dans seslaboratoires

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Tableau81

eacuteris

ntlrsquoa

dureacute

isdrsquo

ereacute

eacutesda

sreacute

Reacuteacteu

rDescription

totale

drsquoAlU

Reacuteactiviteacute

inseacutereacutee

puissance

Eacutenergie

thermique

deacutepo

seacutee(M

Eacutenergie

deacutegageacutee(M

Tempeacute

rature

stible

(degC)

pression

Deacutegacirctsconstateacutessur

XndashI

deacutete

eacutee

oneacutet

SLndash1

3plusmn

plusmn10

riseacute

TndashI

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Tableau 82 Essais de simulation sur des maquettes drsquoun accident de type BORAX pour des reacuteacteurs derecherche franccedilais

Caracteacuteristiques des structures

Reacuteacteur Puissance defonctionnement

Piscine Bacirctimentdu

reacuteacteur

Eacutechellede la

maquette

Structureseacutetudieacutees

TRITON 6 MW Beacutetonpreacutecontraint

Bacirctimenten beacuteton

avec vitres

15 Piscine et effetde la gerbedrsquoeau sur le

bacirctiment

MELUSINE 8 MW Beacutetonpreacutecontraint aveccuvelage en acier

dans lecompartiment

contenant le cœur

avechublots

13 Piscine etcanaux

neutroniques

SILOETTE 100 kW Cuve en aciercontenue dans unmassif en beacuteton

ordinaire

Enceintemeacutetallique

13 Piscine etcanaux

neutroniques

OSIRIS 50 MW Beacuteton armeacute aveccuvelage en acier

avechublots

13 Piscinestructure de

supportage ducœur et effet

de la gerbedrsquoeau sur le

bacirctiment

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91 Maintien de la conformiteacute aux exigencesapplicables maicirctrise de lrsquoobsolescenceet du vieillissement

Le maintien dans le temps de la conformiteacute drsquoune installation nucleacuteaire aux exigencesqui lui sont applicables doit ecirctre assureacute Un chapitre speacutecifique des regravegles geacuteneacuteralesdrsquoexploitation (RGE) est consacreacute aux essais et controcircles peacuteriodiques qui participent agrave laveacuterification de ce maintien Ces essais et controcircles peacuteriodiques (deacuteclineacutes pour leseacuteleacutements importants pour la sucircreteacute251) sont compleacuteteacutes dans des programmes demaintenance preacuteventive qui peuvent preacutevoir le remplacement preacuteventif de certainsmateacuteriels

Pour les reacuteacteurs de recherche les essais et controcircles peacuteriodiques visent toutparticuliegraverement deux types de difficulteacutes possibles du fait de leur dureacutee drsquoexploitationqui peut ecirctre eacuteleveacutee de modaliteacutes de leur exploitation qui peut ne pas ecirctre continue deflux neutroniques eacuteleveacutes dans certaines structureshellip Il srsquoagit

251 Ou doreacutenavant EIP au sens de lrsquoarrecircteacute du 7 feacutevrier 2012 modifieacute fixant les regravegles geacuteneacuteralesrelatives aux installations nucleacuteaires de base un EIP est un eacutequipement important pour laprotection des inteacuterecircts mentionneacutes agrave lrsquoarticle L 593-1 du code de lrsquoenvironnement Ceteacutequipement contribue agrave la preacutevention des risques et des inconveacutenients pour la seacutecuriteacute la santeacuteet la salubriteacute publiques ou la protection de la nature et de lrsquoenvironnement

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ndash de lrsquoobsolescence drsquoeacutequipements agrave ce sujet les systegravemes de controcircle-commandedes reacuteacteurs de recherche qui dataient des anneacutees 1970-1980 ont fait lrsquoobjetdrsquoune reacutenovation complegravete agrave la fin des anneacutees 1990 incluant la mise en place desystegravemes agrave base de logiciels programmeacutes (laquo baies SIREX raquo)

ndash du vieillissement des structures et drsquoautres eacutequipements (cacircbles mateacuteriaux enpolymegravereshellip) par exemple pour les reacuteacteurs agrave laquo faisceaux sortis de neutrons raquola cuve drsquoeau lourde et les canaux neutroniques ou drsquoirradiation font lrsquoobjet decontrocircles systeacutematiques compte tenu des niveaux de flux neutroniques auxquelsils sont soumis

Les controcircles agrave tous les stades de la vie drsquoune installation sont de la responsabiliteacutepremiegravere de lrsquoexploitant Il peut neacuteanmoins ecirctre noteacute que drsquoautres acteurs peuvent ecirctreameneacutes agrave intervenir de faccedilon ponctuelle pour srsquoassurer de leur bonne mise en œuvre(inspections sur site ou en usine meneacutees par lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire par la Directiondes eacutequipements sous pression nucleacuteaires252hellip) ndash pour les ouvrages de geacutenie civil lrsquoIRSNpeut proposer agrave lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire comme cela a eacuteteacute le cas pour le reacuteacteurJules Horowitz les jalons calendaires et les objectifs de tels controcircles

Les non-conformiteacutes identifieacutees par lrsquoexploitant lors drsquoessais ou de controcircles peacuterio-diques font lrsquoobjet des mecircmes modaliteacutes de deacuteclaration et de traitement que celles quiconcernent les reacuteacteurs du parc eacutelectronucleacuteaire

Mais les reacuteexamens de sucircreteacute sont lrsquooccasion de faire tous les dix ans un pointapprofondi sur la conformiteacute et notamment sur lrsquoefficaciteacute du traitement par lrsquoexploitantdes non-conformiteacutes identifieacutees dans les dix anneacutees reacutevolues Des investigations plusapprofondies peuvent alors ecirctre meneacutees agrave lrsquooccasion de ces reacuteexamens

92 Reacuteexamens de sucircreteacute

921 Historique et deacutemarche

La sucircreteacute drsquoune installation nucleacuteaire de base nrsquoest jamais par nature deacutefinitivementacquise Son ameacutelioration doit ecirctre rechercheacutee en tirant profit notamment du retourdrsquoexpeacuterience et des nouvelles connaissances

Des laquo bilans de sucircreteacute raquo ont eacuteteacute reacutealiseacutes agrave partir de 1978 pour les reacuteacteurs depuissance franccedilais (reacuteacteurs de la filiegravere UNGG reacuteacteur agrave eau sous pression Chooz A)Cette pratique a ensuite eacuteteacute eacutetendue aux reacuteacteurs agrave eau sous pression des diffeacuterentspaliers (900 MWe 1 300 MWe 1 450 MWe) selon une deacutemarche qui srsquoest progressi-vement structureacutee en reacuteexamens de sucircreteacute (deacutecennaux) preacuteciseacutee ci-apregraves Des reacuteacteursde recherche exploiteacutes en France ont eacutegalement fait lrsquoobjet de reacuteexamens ou dereacuteeacutevaluations de sucircreteacute degraves le deacutebut des anneacutees 1980 cibleacutes dans un premier tempssur des sujets particuliers Neacuteanmoins degraves la fin des anneacutees 1990 le principe de

252 Pour les appareils agrave pression seuls les eacutequipements classeacutes N1 au sens de lrsquoarrecircteacute ESPN sontcontrocircleacutes par lrsquoASN (DEP) Les eacutequipements classeacutes N2 ou N3 sont controcircleacutes par des organismesagreacuteeacutes Une partie du circuit primaire principal du reacuteacteur Jules Horowitz est classeacutee N1

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reacuteexamens systeacutematiques tous les dix ans a eacuteteacute adopteacute suivant une deacutemarche analogue agravecelle retenue pour les reacuteacteurs agrave eau sous pression du parc eacutelectronucleacuteaire

Regraveglementation et deacutemarche

Lrsquoobligation pour les exploitants drsquoinstallations nucleacuteaires de base de reacuteexaminerpeacuteriodiquement (en pratique tous les dix ans) la sucircreteacute drsquoune installation nucleacuteaire debase est inscrite depuis 2006 dans la loi TSN Le processus de reacuteexamen de sucircreteacutecomprend plusieurs eacutetapes suivant les deux volets suivants

ndash un volet drsquolaquo examen de conformiteacute raquo de lrsquoinstallation

ndash un volet de laquo reacuteeacutevaluation raquo proprement dite de la sucircreteacute de cette installation

Lrsquoexamen de conformiteacute consiste agrave comparer lrsquoeacutetat reacuteel de lrsquoinstallation aux exigencesqui lui sont applicables au regard de diffeacuterents textes et documents en vigueur regraveglementation rapport de sucircreteacute regravegles geacuteneacuterales drsquoexploitationhellip

Lrsquoobjectif de la reacuteeacutevaluation de sucircreteacute est drsquoappreacutecier la sucircreteacute de lrsquoinstallation auregard des objectifs et des pratiques de sucircreteacute les plus reacutecents en France et agrave lrsquoeacutetrangerde lrsquoeacutevolution des connaissances et du retour drsquoexpeacuterience drsquoexploitation de lrsquoinstallationou drsquoautres installations nucleacuteaires en France et agrave lrsquoeacutetranger

Pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais un reacuteexamen de sucircreteacute comporte aujourdrsquohuitrois eacutetapes

ndash lrsquoexploitant eacutetablit et transmet agrave lrsquoASN trois ans avant lrsquoeacutecheacuteance du reacuteexamen desucircreteacute un laquo dossier drsquoorientation du reacuteexamen raquo (DOR) qui preacutecise le contour etlrsquoampleur de lrsquoexamen de conformiteacute preacutevu et de la reacuteeacutevaluation de sucircreteacuteenvisageacutee celle-ci pouvant sous reacuteserve de justifications approprieacutees ne traiterque certains sujets En retour apregraves examen par lrsquoIRSN lrsquoASN transmet un courrieragrave lrsquoexploitant faisant part de remarques sur les orientations du reacuteexamen

ndash lrsquoexploitant procegravede ensuite agrave lrsquoexamen de conformiteacute comportant notammentdes controcircles sur des structures systegravemes et composants et aux eacutetudes dereacuteeacutevaluation de la sucircreteacute de son installation

ndash agrave lrsquoissue de ces controcircles et eacutetudes lrsquoexploitant transmet agrave lrsquoASN un rapport dereacuteexamen preacutecisant les conclusions de son reacuteexamen et les ameacuteliorations desucircreteacute qursquoil a preacutevu de mettre en œuvre avec le calendrier correspondant Apregravesexamen de ce dossier par lrsquoIRSN et eacuteventuellement consultation de groupespermanents drsquoexperts (principalement le groupe permanent drsquoexperts pour lesreacuteacteurs [GPR]) lrsquoASN se prononce253 sur les conditions de poursuite delrsquoexploitation de lrsquoinstallation et peut fixer agrave cette occasion des prescriptionscompleacutementaires portant notamment sur des travaux agrave reacutealiser dans certainsdeacutelais

253 LrsquoASN transmet eacutegalement son avis au ministre en charge de la sucircreteacute nucleacuteaire Il nrsquoy a pas dedeacutecision laquo homologueacutee raquo

Maintien de la conformiteacute aux exigences applicables ndash Reacuteexamens de sucircreteacute 193

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Pour un reacuteacteur de recherche le deacuteploiement des travaux issus drsquoun reacuteexamen desucircreteacute peut durer de deux agrave trois ans voire plus si des travaux consideacuterables sont jugeacutesneacutecessaires Les reacuteexamens de sucircreteacute constituent des eacutetapes importantes dans la vie drsquounreacuteacteur de recherche et sont en effet susceptibles de conduire agrave des travaux significatifs(confortements sismiques de structures de geacutenie civil ameacutelioration de la protectioncontre les risques drsquoincendie [sectorisation]hellip) pour peacuterenniser son exploitation ou pourinteacutegrer de nouvelles technologies

Les sujets majeurs traiteacutes de faccedilon assez usuelle agrave lrsquooccasion des reacuteexamens de sucircreteacutedes reacuteacteurs de recherche franccedilais sont

ndash la maicirctrise de lrsquoobsolescence et du vieillissement drsquoeacutequipements

ndash lrsquoadeacutequation du confinement (structures systegravemes de ventilation et dispositifs defiltration) en cas drsquoaccident seacutevegravere affectant le reacuteacteur ou en cas drsquoagressionexterne (explosion chute drsquoavionhellip)

ndash la reacutesistance aux seacuteismes pour tenir compte des plus reacutecentes donneacuteessismotectoniques

ndash la maicirctrise des risques drsquoincendie

Les examens de conformiteacute sont notamment lrsquooccasion de veacuterifier par des controcirclesapprofondis (eacuteventuellement des carottages dans des structures de geacutenie civilhellip) lemaintien de caracteacuteristiques suffisantes du beacuteton et du cuvelage de la piscine du reacuteacteurndash ces caracteacuteristiques eacutetant pour les reacuteacteurs conccedilus pour reacutesister agrave un eacuteventuel accidentde type BORAX une donneacutee essentielle pour garantir la conservation drsquoun inventaire eneau de la piscine suffisant dans un tel cas

De mecircme les plateformes qui surplombent la piscine du reacuteacteur peuvent devoir fairelrsquoobjet de veacuterifications deacutetailleacutees de leur stabiliteacute en cas de seacuteisme afin drsquoeacuteviter leur chutesur le reacuteacteur dans un tel cas les mouvements sismiques agrave retenir font geacuteneacuteralementpartie du champ de la reacuteeacutevaluation de sucircreteacute compte tenu des connaissances nouvellesacquises dans ce domaine

922 Quelques reacuteexamens de sucircreteacute marquantsComme cela a eacuteteacute indiqueacute preacuteceacutedemment des reacuteexamens254 de sucircreteacute ont eacuteteacute

reacuteguliegraverement pratiqueacutes pour les reacuteacteurs de recherche degraves les anneacutees 1990 Souventorienteacutes sur une question de sucircreteacute particuliegravere (prise en compte du retour drsquoexpeacuteriencedrsquoexploitation modification importante des caracteacuteristiques ou de lrsquoutilisation de lrsquoins-tallation reacuteeacutevaluation du comportement sismiquehellip) ces reacuteexamens de sucircreteacute ont eacuteteacutelrsquooccasion de laquo questionner raquo la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche drsquoune maniegravereapprofondie et ont conduit agrave la mise en place de dispositions techniques ou organisa-tionnelles permettant drsquoameacuteliorer leur sucircreteacute

254 On utilisera dans le preacutesent paragraphe par souci de simplification lrsquoexpression laquo reacuteexamen raquobien qursquoelle ne corresponde dans certains cas qursquoagrave une partie du contenu en deux volets desreacuteexamens tel que deacutefini au deacutebut des anneacutees 1990 et rappeleacute plus haut

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Ce fut le cas pour le reacuteacteur PHEBUS apregraves qursquoil a eacuteteacute deacutecideacute dans les anneacutees 1980drsquoy mener des expeacuteriences pouvant conduire agrave une fusion du combustible drsquoessai ndashprogramme Pheacutebus-PF neacutecessitant un fonctionnement continu du reacuteacteur sur plusieurssemaines (alors que pour les essais preacuteceacutedents la dureacutee de fonctionnement du reacuteacteur nedeacutepassait pas quelques jours par essai) Ces nouvelles modaliteacutes de fonctionnement ontconduit agrave preacutevoir des travaux importants de confortement sismique de faccedilon agrave assurer latenue du bacirctiment du reacuteacteur au seacuteisme majoreacute de seacutecuriteacute (il avait eacuteteacute dimensionneacute auseacuteisme maximal historiquement vraisemblable) ceinturage du bacirctiment traitement denon-conformiteacutes deacutecouvertes lors des excavations au niveau de lrsquoencastrement dans lerocher (agrave une profondeur de 5 m) de piliers de bacirctiments auxiliaires jouxtant le bacirctimentdu reacuteacteur

En 1986 une fuite de la piscine du reacuteacteur SILOE ayant eacuteteacute deacutetecteacutee drsquoimpor-tantes modifications ont eacuteteacute deacutecideacutees (mise en place drsquoun cuvelage ndash voir agrave ce sujet leparagraphe 1012) qui se sont inscrites dans le cadre drsquoun reacuteexamen de sucircreteacute de cetteinstallation

Au deacutebut des anneacutees 1980 un premier reacuteexamen a eacuteteacute meneacute pour le reacuteacteur agrave hautflux (RHF) agrave Grenoble cibleacute sur les travaux de reacutenovation du bloc-pile et sur la dureacutee devie de certains composants importants pour la sucircreteacute du reacuteacteur Par ailleurs agrave la suitede la deacutecouverte en 1983 de fissures dans la partie supeacuterieure de lrsquoenceinte (interne) enbeacuteton au niveau du corbeau du pont de manutention un ceinturage local externe decette enceinte a eacuteteacute reacutealiseacute en 1989 Cette opeacuteration fut particuliegraverement compliqueacuteecompte tenu de lrsquoespace reacuteduit entre cette enceinte et lrsquoenceinte meacutetallique qui lrsquoentoure(80 cm) Les cacircbles de preacutecontrainte durent ecirctre introduits par un trou drsquohommeameacutenageacute dans le docircme de lrsquoenceinte meacutetallique

Au deacutebut des anneacutees 1990 agrave la suite de la deacutecouverte lors drsquoun examen visuel drsquounemarque inhabituelle sur une structure interne du RHF agrave savoir la laquo grille de tranquillisa-tion255 raquo situeacutee sous le cœur un second reacuteexamen de sucircreteacute de ce reacuteacteur a eacuteteacute meneacutedavantage cibleacute sur lrsquoeacutetat des structures internes du reacuteacteur Un examen approfondimontra qursquoil srsquoagissait de fissures dans une zone de cette grille en aluminium (AG3NET)directement soumise agrave une irradiation importante en provenance du cœur qui lrsquoavaitfragiliseacutee ndash cette irradiation ayant eacuteteacute probablement accrue par un pheacutenomegravene vibratoireCompte tenu de la dureacutee neacutecessaire pour deacuteposer lrsquoensemble des structures internes dureacuteacteur et reacuteparer ou remplacer la grille eacutevalueacutee agrave deux ans lrsquoInstitut Laue-Langevin apris la deacutecision au bout drsquoun an de remplacer lrsquoensemble du bloc-pile y compris lestronccedilons de tuyauteries situeacutes en piscine Lrsquoexploitant a retenu agrave cette occasion unenouvelle conception pour la laquo grille de tranquillisation raquo dite laquo grille rabattue raquo(figure 91) permettant un remplacement plus facile cette nouvelle grille a eacuteteacute qualifieacuteepar des essais reacutealiseacutes en eau Ces travaux importants se sont acheveacutes en 1994 Lanouvelle grille laquo rabattue raquo nrsquoa ensuite eacuteteacute remplaceacutee qursquoune fois

255 Cette grille constitueacutee en fait de deux grilles superposeacutees fait office drsquoorgane deacuteprimogegravene enamont du cœur lrsquoeau arrivant agrave une vitesse (importante) de 17 ms La fluence (flux de neutronsinteacutegreacute dans le temps) subie depuis le deacutebut du fonctionnement du reacuteacteur en 1971 avait eacuteteacuteeacutevalueacutee agrave 31023 neutronscm2

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En 2002 un nouveau reacuteexamen de sucircreteacute du RHF a eacuteteacute conduit concernantprincipalement

ndash les mises agrave jour des documents de sucircreteacute de lrsquoinstallation (rapport de sucircreteacute regraveglesgeacuteneacuterales drsquoexploitation et plan drsquourgence interne)

ndash la prise en compte des enseignements tireacutes de lrsquoexploitation de lrsquoinstallationdepuis la preacuteceacutedente reacuteeacutevaluation de sucircreteacute

ndash le comportement sismique de lrsquoinstallation

Concernant ce dernier point le RHF avait eacuteteacute initialement dimensionneacute en appliquant lesregravegles parasismiques PS 67 en retenant un seacuteisme drsquointensiteacute 8 dans lrsquoeacutechelle de Mercalli256

Figure 91 Agrave gauche la partie fissureacutee de la laquo grille de tranquillisation raquo initiale du RHF en haut agrave droitela nouvelle laquo grille rabattue raquo en bas agrave droite la descente du nouveau bloc-pile dans la piscine copy ILL

256 Soit entre VIII et IX de lrsquoeacutechelle macrosismique internationale MSK il srsquoagit drsquoeacutechelles qualitativesSelon lrsquoeacutechelle MSK plus largement utiliseacutee ensuite le niveau VIII correspond agrave la laquo destruction debacirctiments raquo (conventionnels) et le niveau IX agrave des laquo dommages geacuteneacuteraliseacutes aux constructions raquoLe niveau maximal XII a eacuteteacute deacutefini par laquo changement de paysage raquo

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avec une acceacuteleacuteration maximale horizontale au sol de 03 g au niveau du radier257 Lareacuteeacutevaluation sismique qui a conduit agrave des confortements consideacuterables meacuterite drsquoecirctredeacuteveloppeacutee Cette reacuteeacutevaluation a eacuteteacute meneacutee en appliquant la regravegle fondamentale de sucircreteacuteRFS I1c eacutetablie en 1992 puis pour les travaux de confortement non encore engageacutes en 2004la toute reacutecente regravegle fondamentale de sucircreteacute RFS 2001-01 avec une premiegravere appreacutecia-tion258 des effets de site (voir le focus du paragraphe 742) Lrsquoapplication de la RFS 2001-01 aconduit pour le seacuteisme majoreacute de seacutecuriteacute (SMS) agrave un accroissement (jusqursquoagrave 20 ) desacceacuteleacuterations pour les freacutequences infeacuterieures agrave 45 Hz ndash particuliegraverement drsquointeacuterecirct pour lesstructures de geacutenie civil ndash et agrave une baisse significative des acceacuteleacuterations dans la plage [45 Hz ndash30 Hz] lrsquoacceacuteleacuteration maximale du sol (ou acceacuteleacuteration agrave freacutequence infinie ndash PGA) restantvoisine de 03 g

Lrsquoexploitant a fait proceacuteder agrave des calculs de simulation ndash en comportement lineacuteaire ndashde lrsquoensemble des structures du RHF (le maillage retenu est repreacutesenteacute sur la figure 92)afin de quantifier les deacuteficits de reacutesistance de ces structures pour les nouveaux spectressismiques Des deacuteficits ont eacuteteacute identifieacutes

ndash de 15 agrave 40 pour les parois en beacuteton de la piscine

ndash de 60 agrave lrsquoextreacutemiteacute du canal de transfert259

Ces constatations ont ameneacute lrsquoexploitant agrave reacutealiser diffeacuterents travaux visant agraverenforcer le reacuteacteur

ndash deacuteconstruction de bacirctiments peacuteripheacuteriques situeacutes sur le laquo plancher-margelle raquo(dont lrsquoun constituant une charge de 1 500 tonnes)

ndash reacutealisation drsquoune paroi verticale de soutegravenement du canal de transfert

ndash reacutealisation agrave la jonction entre le laquo plancher-margelle raquo et la paroi de lrsquoenceinte enbeacuteton de 70 laquo dents raquo (systegraveme de buteacutees tangentielles ou laquo peigne raquo) avec unjeu de 1 mm entre les dents (figure 92)

ndash renforcement du bacirctiment ILL4 jouxtant le reacuteacteur (bacirctiment dans lequel estsitueacutee la salle de commande du reacuteacteur) et deacutecoupe de lrsquoextreacutemiteacute de cebacirctiment situeacutee au plus proche de lrsquoenceinte meacutetallique du reacuteacteur pour deacutegagerun espace de 20 cm entre le bacirctiment ILL4 et lrsquoenceinte meacutetallique afin drsquoeacuteviterdes chocs entre ces structures en cas de seacuteisme

ndash deacutecoupe agrave 45deg des extreacutemiteacutes des halls des guides de neutrons au plus proche delrsquoenceinte meacutetallique (figure 92)

257 Donneacutees issues du rapport DSN 50 de 1974 Comme cela a eacuteteacute indiqueacute au nota 218 uneacceacuteleacuteration de 03 g correspond agrave une zone moyennement sismique pour les zones tregravessismiques (Japon Turquiehellip) les acceacuteleacuterations peuvent atteindre 04 agrave 06 g

258 LrsquoInstitut Laue-Langevin srsquoest alors associeacute au projet CASHIMA piloteacute par le CEA pour le voletrelatif aux effets de site

259 Canal constitueacute de trois compartiments canal 1 canal 2 et canal 3 pouvant ecirctre isoleacutes par desbatardeaux

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Par ailleurs cette reacuteeacutevaluation sismique du RHF a conduit agrave lrsquoinstallation drsquoun circuitde refroidissement drsquoultime secours (CRU) pour faire face agrave une eacuteventuelle fuite de lapiscine du reacuteacteur en cas de seacuteisme

Le reacuteacteur MASURCA a fait lrsquoobjet drsquoun premier reacuteexamen de sucircreteacute en 1988 lorsduquel les enseignements tireacutes des premiegraveres anneacutees de fonctionnement de ce reacuteacteur onteacuteteacute analyseacutes De mecircme les reacuteacteurs ORPHEE et OSIRIS ont fait lrsquoobjet de reacuteexamens desucircreteacute respectivement en 1997 et 1999 Ces reacuteexamens ont principalement concerneacute pourle reacuteacteur ORPHEE les dispositions permettant de faire face aux situations accidentelles et

Figure 92 En haut maillage des structures en beacuteton du reacuteacteur utiliseacute pour la reacuteeacutevaluation sismique du RHFdes anneacutees 2000 en bas agrave droite vue de la partie deacutecoupeacutee de lrsquoun des halls des guides de neutrons en bas agravegauche vue partielle des laquo dents raquo situeacutees agrave la jonction entre la dalle du niveau D et lrsquoenceinte en beacuteton copy ILL

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aux risques drsquoincendie Pour le reacuteacteur OSIRIS le reacuteexamen meneacute en 1999 a eacuteteacuteprincipalement cibleacute sur les enseignements tireacutes de lrsquoexploitation la protection contreles risques incendie et le comportement de lrsquoenceinte en cas drsquoaccident de type BORAX

Le reacuteacteur CABRI a fait eacutegalement lrsquoobjet drsquoune reacuteeacutevaluation sismique dans le cadredrsquoun reacuteexamen global de sa sucircreteacute inteacutegrant le projet drsquoinstallation drsquoune boucle agrave eau souspression Cette reacuteeacutevaluation a conduit agrave des renforcements reacutealiseacutes agrave partir de 2003 pourlrsquoessentiel le renforcement des voiles des poteaux et des poutres du bacirctiment du reacuteacteuret des bacirctiments annexes ainsi que le ceinturage des superstructures du bacirctiment dureacuteacteur par des tirants en beacuteton armeacute

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Chapitre 10Le retour drsquoexpeacuterience

Lrsquoexploitation du retour drsquoexpeacuterience est essentielle pour le maintien et lrsquoameacuteliorationdu niveau de sucircreteacute de toutes les installations nucleacuteaires Pour les reacuteacteurs de recherchece retour drsquoexpeacuterience srsquoappuie sur

ndash les enseignements tireacutes drsquoeacuteveacutenements260 survenus dans les installations nucleacute-aires au niveau international qursquoil srsquoagisse de reacuteacteurs de recherche de reacuteacteurseacutelectronucleacuteaires ou drsquoautres types drsquoinstallations

ndash lrsquoanalyse deacutetailleacutee (jusqursquoagrave lrsquoidentification des causes profondes) des eacuteveacutenementssurvenus sur les reacuteacteurs de recherche franccedilais avec la deacutefinition et la mise enœuvre de dispositions permettant drsquoen eacuteviter le renouvellement

ndash le partage drsquoenseignements entre les exploitants des reacuteacteurs de recherche etplus largement avec drsquoautres acteurs y compris au plan international (notammentsous lrsquoeacutegide de lrsquoAIEA)

260 Lrsquoexpression adopteacutee doreacutenavant en France est laquo eacuteveacutenement raquo lrsquoexpression laquo incident raquo faisantplutocirct reacutefeacuterence aux conditions de fonctionnement de deuxiegraveme cateacutegorie de lrsquoanalyse de sucircreteacutedeacuteterministe Une guide de lrsquoASN diffuseacute le 21 octobre 2005 distingue ainsi les laquo eacuteveacutenementsinteacuteressants raquo et les laquo eacuteveacutenements significatifs raquo Les laquo eacuteveacutenements inteacuteressants raquo (sous-entenduinteacuteressant la sucircreteacute la radioprotection ou lrsquoenvironnement) sont ceux qui ont une laquo importanceimmeacutediate qui ne justifie pas une analyse individuelle mais qui peuvent preacutesenter un inteacuterecirct dansla mesure ougrave leur caractegravere reacutepeacutetitif pourrait ecirctre le signe drsquoun problegraveme neacutecessitant une analyseapprofondie laquo la protection des inteacuterecircts raquo et les laquo eacuteveacutenements significatifs raquo

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Concernant les enseignements qui ont eacuteteacute tireacutes drsquoeacuteveacutenements survenus dans lesinstallations nucleacuteaires au niveau international trois drsquoentre eux peuvent ecirctre souligneacutes

ndash tout drsquoabord la neacutecessiteacute de la prise en compte drsquoaccidents de reacuteactiviteacute mdash dontlrsquoaccident de type BORAX mdash pour la conception des reacuteacteurs de recherchefranccedilais compte tenu des accidents de ce type survenus dans le monde (voir leschapitres 4 et 8 du preacutesent ouvrage)

ndash les interrogations qui ont fait suite agrave lrsquoaccident de Tchernobyl survenu en 1986concernant la bonne maicirctrise des inhibitions de protections et des raccordementsprovisoires (laquo shunts raquo) Ces interrogations pousseacutees par lrsquoIPSN ont notammentconduit agrave la suppression de certaines possibiliteacutes drsquoinhibition drsquoactions de seacutecuriteacuteet agrave une meilleure protection des accegraves aux dispositifs de reacuteglage des seuils deseacutecuriteacute de reacuteacteurs de recherche

ndash les interrogations qui ont fait suite agrave lrsquoaccident survenu en 2011 agrave la centralenucleacuteaire de Fukushima Daiichi qui ont conduit aux laquo eacutevaluations compleacutemen-taires de sucircreteacute raquo (ECS) dont il sera question paragraphe 102

Pour les eacuteveacutenements de type anomalie ou eacutecart deacutetecteacutes lors de lrsquoexploitation desreacuteacteurs de recherche franccedilais au-delagrave de leur identification deacuteclaration agrave lrsquoASNlorsqursquoils relegravevent de la cateacutegorie des eacuteveacutenements dits significatifs261 et traitement ndashqui suit le processus commun aux INB ndash un partage drsquoexpeacuterience est effectueacute dans desinstances ad hoc entre les exploitants et leurs chefs drsquoinstallation De son cocircteacute lrsquoIRSNeffectue outre lrsquoanalyse de chaque eacuteveacutenement et des dispositions proposeacutees parlrsquoexploitant concerneacute pour en eacuteviter le renouvellement une analyse dite de deuxiegravemeniveau plus globale et transverse entre les diffeacuterentes INB (reacuteacteurs de recherchereacuteacteurs de puissance installations du cycle du combustible)

Contrairement au cas des reacuteacteurs de puissance les enseignements tireacutes drsquouneacuteveacutenement ayant affecteacute un reacuteacteur de recherche sont moins immeacutediatement trans-posables agrave drsquoautres reacuteacteurs de recherche eacutetant donneacute la diversiteacute des conceptions et destechnologies de ces reacuteacteurs Toutefois lrsquoanalyse de certains eacuteveacutenements concernantpar exemple des eacutequipements de levage des dispositifs de mesure des laquo baies raquo decontrocircle-commande des filtres ou des piegraveges agrave iode ou encore des dispositionsorganisationnelles peut apporter des enseignements utiles pour plusieurs installationsAinsi la deacutecouverte en 2012 du mauvais positionnement drsquoun tube de preacutelegravevementdrsquoair262 dans la chemineacutee du reacuteacteur ORPHEE a conduit lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire agravealerter lrsquoensemble des exploitants drsquoINB agrave ce sujet Quelques autres preacuteoccupationscommunes aux reacuteacteurs de recherche ont fait lrsquoobjet de regravegles fondamentales de sucircreteacutespeacutecifiques (dispositifs drsquoeacutepuration eacutequipant les systegravemes de ventilation protectioncontre les risques drsquoincendie ndash voir le paragraphe 62)

Le retour drsquoexpeacuterience de fonctionnement des reacuteacteurs de recherche permeteacutegalement drsquoappreacutecier les eacutevolutions des bilans dosimeacutetriques des travailleurs impliqueacutes

261 Les critegraveres de deacuteclaration des eacuteveacutenements significatifs sont eacuteteacute speacutecifieacutes dans un guide de lrsquoASNen date du 21 octobre 2005

262 Preacutelegravevement pour la mesure du tritium

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dans les installations sur plusieurs anneacutees et de deacutefinir si besoin des actions drsquoameacuteliora-tion en vue de poursuivre la reacuteduction des doses reccedilues par le personnel notamment dansle cadre de lrsquoapplication des principes de radioprotection

Il est agrave rappeler ici (voir le paragraphe 41 du preacutesent ouvrage) que en relation avec lesexploitants des reacuteacteurs de recherche franccedilais lrsquoIRSN transmet chaque anneacutee agrave lrsquoAIEAen tant que coordinateur pour la France des fiches sur les eacuteveacutenements marquants qui ontpu survenir dans ces reacuteacteurs et dont les enseignements meacuteritent drsquoecirctre partageacutes au planinternational Ces fiches sont inteacutegreacutees dans la base de donneacutees du systegraveme IRSRRqursquoexploite lrsquoAIEA qui rassemble lrsquoensemble des fiches transmises par les diffeacuterents paysLa base IRSRR constitue une source drsquoinformations et de connaissances accessibles auxexploitants263 qui peuvent en tenir compte notamment dans le cadre des reacuteexamens desucircreteacute de leurs installations

Enfin il convient de rappeler comme cela a eacuteteacute indiqueacute au paragraphe 61 que lesexploitants rendent publics les eacuteveacutenements significatifs survenant dans leurs installa-tions ainsi que lrsquoanalyse qursquoils en ont faite et les dispositions prises pour en eacuteviter lerenouvellement cela conformeacutement aux dispositions de la loi TSN

101 Tendances quelques eacuteveacutenements marquantset leur traitement

1011 Tendances

La base de donneacutees des eacuteveacutenements tenue agrave jour par lrsquoIRSN depuis juin 1972comportait (fin juin 2018) 1 515 eacuteveacutenements ayant affecteacute les reacuteacteurs de recherchefranccedilais avec leur classement dans lrsquoeacutechelle INES Cela correspond agrave trois eacuteveacutenements enmoyenne par reacuteacteur et par an264 Les eacuteveacutenements sont reacutepertorieacutes dans les rapportsannuels (publics) de lrsquoASN

Quelques grandes familles drsquoeacuteveacutenements et des tendances peuvent ecirctre deacutegageacutees

ndash des eacuteveacutenements non speacutecifiques des reacuteacteurs de recherche

deacutecouvertes de corps eacutetrangers dans des eacuteleacutements combustibles

fonctionnements deacutefectueux ou endommagements de composants (eacuteleacutementscombustibles structures internes circuits primaires meacutecanismes des absor-bants soupapes de sucircreteacute groupes eacutelectrogegravenes engins de levagehellip) pouvantaller jusqursquoagrave la fusion de combustible (SILOE 1967)

263 En tout eacutetat de cause il appartient aux coordinateurs nationaux de transmettre aux exploitants deleurs pays les fiches drsquoincidents des bases IRSRR IRShellip

264 La moyenne pour les reacuteacteurs agrave eau sous pression du parc eacutelectronucleacuteaire installations bien pluscomplexes que les reacuteacteurs de recherche est drsquoenviron 13 eacuteveacutenements (significatifs) par reacuteacteuret par an (eacuteveacutenements touchant la sucircreteacute et la radioprotection) Il peut ecirctre utile ici de soulignerque le nombre drsquoeacuteveacutenements survenus dans une installation nucleacuteaire ne constitue pas agrave lui seulun indicateur du niveau de sucircreteacute de cette installation En revanche lrsquoanalyse approfondie dechaque eacuteveacutenement est une source fondamentale drsquoenseignements

Le retour drsquoexpeacuterience des reacuteacteurs de recherche franccedilais 203

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fuites de piscines ou de capaciteacutes (cela a eacuteteacute tout particuliegraverement le cas pourle reacuteacteur SILOE de 1965 agrave 1986) infiltrations drsquoeau dans des locauxdrsquoentreposage de matiegraveres fissiles

deacutefauts drsquoisolement eacutelectrique pertes de sources eacutelectriques externes

dysfonctionnements de systegravemes de ventilation et pertes de deacutepression dansdes locaux efficaciteacutes insuffisantes de piegraveges agrave iode

mauvais reacuteglages de seuils de seacutecuriteacute non-respects de regravegles de conduite oudrsquoexploitation (par exemple des limites fixeacutees pour preacutevenir les risques decriticiteacute des conditions drsquoaccegraves dans les zones controcircleacutees des freacutequences decontrocircles en service)

ndash des eacuteveacutenements en rapport avec des speacutecificiteacutes de conception des reacuteacteurs derecherche chutes drsquoobjets dans les piscines fuites de circuits drsquoeau lourde rejetsde tritium (par les chemineacutees ou dans les sols) par les installations de deacutetritiationanomalies concernant des clapets de convection naturellehellip

ndash des eacuteveacutenements lieacutes agrave des eacutequipements speacutecifiques comme des anomaliesrelatives aux laquo doigts de gant raquo des canaux neutroniques (ORPHEE RHF) ouaux laquo sources froides raquo (ORPHEE RHF) Ainsi le RHF a connu une corrosion sousirradiation deacuteceleacutee agrave partir de 1972 de la partie interne des doigts de gant enalliage drsquoaluminium (AG3NET) plus preacuteciseacutement au niveau des laquo bouchonscollimateurs raquo Ces derniers se sont grippeacutes par une corrosion due agrave la formationdrsquoacide nitrique reacutesultant drsquoun meacutecanisme de radiolyse de lrsquoair265 sous fluxneutronique (ce qui a conduit agrave remplacer lrsquoair par de lrsquoheacutelium dans les doigtsde gant et lors des remplacements successifs de doigts de gant par lrsquoinstallationde nouveaux doigts de gant en Zircaloy) De mecircme au mois drsquoaoucirct 1988 uneerreur a conduit agrave lrsquoeacuteclatement des disques de rupture proteacutegeant la laquo sourcefroide raquo verticale du RHF contre les surpressions et au relacircchement agrave la chemineacuteede lrsquoinstallation (de 45 m de hauteur) drsquoenviron 9 m3 de deuteacuterium contenantquelques dizaines de TBq de tritium

ndash des eacuteveacutenements lieacutes aux dispositifs expeacuterimentaux et agrave leur exploitation deacuteclenchements de seacutecuriteacutes propres agrave ces dispositifs reacuteactions chimiquesavec le sodium ou lrsquoalliage sodium-potassium explosions de dispositifshellip

ndash des irradiations drsquoopeacuterateurs des contaminations de piscines de bacirctiments delocaux ou de personnes On peut mentionner agrave ce sujet le deacuteversement dans lapiscine du RHF en 1974 drsquoantimoine 124 provenant drsquoune source neutronique dedeacutemarrage In fine ndash agrave la suite de nombreux aleacuteas266 ndash il en est reacutesulteacute un rejetconcerteacute dans lrsquoIsegravere (reacuteparti entre 1974 et 1975) de 20 TBq de cet eacuteleacutementradioactif

ndash des deacutecouvertes de sources ou drsquoobjets irradiants non reacutepertorieacutes

265 Plus exactement une radiolyse des traces drsquoeau dans lrsquoair266 La presse srsquoen fit lrsquoeacutecho comme par exemple Sciences amp Avenir ndeg 360 de feacutevrier 1977

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ndash des deacuteparts de feu et des incendies notamment un incendie dans un localdrsquoeacutelectronique drsquoun dispositif de mesure associeacute aux expeacuterimentations (CABRI1979) une deacuteflagration dans une armoire eacutelectrique (RHF 2000)

Concernant les opeacuterations de manutention et les engins de levage plusieurseacuteveacutenements se sont produits

ndash chute drsquoun groupe motoreacuteducteur de translation drsquoun pont (OSIRIS 1975)

ndash rupture du ruban drsquoentraicircnement drsquoun treuil (ULYSSE 1975)

ndash chute drsquoun emballage de transport le crochet du pont roulant srsquoeacutetant deacutetacheacute dumoufle (ISIS 1976)

ndash chute drsquoassemblage (MASURCA 1977) de reacuteglettes (mecircme reacuteacteur 1989)

ndash chute en piscine drsquoeacuteleacutements drsquoune boucle expeacuterimentale (SILOE 2004)

ndash rupture drsquoun cacircble de palan et chute drsquoun crochet sur le laquo plancher-margelle raquo(RHF 2012)

ndash rupture drsquoune eacutelingue (RHF 2013)

Les risques associeacutes aux opeacuterations de manutention neacutecessitent donc une attentionparticuliegravere267 Il convient drsquoanalyser de maniegravere approfondie les diffeacuterents aspects desucircreteacute de ces manutentions fiabiliteacute des engins de levage cineacutematique268 des manu-tentions facteurs organisationnels et humains dispositions de limitation des conseacute-quences drsquoune chutehellip

Par ailleurs des dysfonctionnements reacutepeacutetitifs des systegravemes de ventilation avec pertede la deacutepression dans diffeacuterents locaux de lrsquoinstallation MASURCA se sont produits de1991 agrave 2007 Ils reacutesultaient des deacutefaillances de ventilateurs ou de pertes drsquoalimentationeacutelectrique attribuables au vieillissement de composants Il en a eacuteteacute tenu compte dans lesprojets de reacutenovation de ces reacuteacteurs

Si agrave partir des anneacutees 2000 la freacutequence des eacuteveacutenements libelleacutes laquo fausse manœuvre raquoou laquo erreur de manipulation raquo dans la base de donneacutees tend agrave se reacuteduire des non-respectsdrsquoexigences regraveglementaires ou de regravegles drsquoexploitation ont eacutemergeacute en relation avec lerenforcement progressif des laquo reacutefeacuterentiels de sucircreteacute raquo (notamment drsquoexploitation) desreacuteacteurs de recherche La freacutequence des eacuteveacutenements concernant les expeacuteriences et lesdispositifs associeacutes diminue au fil des deacutecennies traduisant une meilleure maicirctrise

Il est inteacuteressant de noter lrsquoapparition agrave partir des anneacutees 2000 drsquoeacuteveacutenementscorrespondant agrave lrsquoidentification de lacunes ou drsquoimperfections de la deacutemonstration desucircreteacute (anomalie drsquoeacutetude erreur de transcription opeacuterationnelle drsquoexigenceshellip) telles que

ndash laquo deacutefaut drsquoanalyse de sucircreteacute-criticiteacute dans le rapport de sucircreteacute relative agrave un coffrecontenant des matiegraveres nucleacuteaires sans emploi raquo (MASURCA 2003)

267 Ce constat est eacutegalement valable pour les reacuteacteurs du parc eacutelectronucleacuteaire268 On entend par cineacutematique de manutention les seacutequences de mouvement en termes de

deacuteplacements horizontaux et verticaux de vitesse de deacuteplacement de survolshellip

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ndash laquo utilisation du sas mateacuteriel accegraves galerie couronne non encadreacutee par le reacutefeacuterentielde sucircreteacute raquo (OSIRIS 2005)

ndash laquo formulation incorrecte de la limite de masse [dans un] laquo laboratoire chaud raquo lorsde la refonte du rapport de sucircreteacute en 2004 raquo (MASURCA 2012)

Dans le paragraphe suivant sont deacuteveloppeacutes quelques-uns des eacuteveacutenements les plusmarquants au plan de la sucircreteacute ayant affecteacute des reacuteacteurs de recherche franccedilais ainsi queles dispositions correctives qui ont eacuteteacute adopteacutees agrave la suite de ces eacuteveacutenements Un certainnombre de ces eacuteveacutenements ont fait lrsquoobjet drsquoanalyses dans le cadre de reacuteexamens desucircreteacute Ces eacuteveacutenements anciens pour la plupart ont eacuteteacute retenus pour leur inteacuterecirctpeacutedagogique concernant plus particuliegraverement leur deacuteroulement les pheacutenomegravenesphysiques mis en jeu les questions de sucircreteacute souleveacutees et les reacuteponses qui y sontapporteacutees

1012 Quelques eacuteveacutenements marquants et leur traitement

Fuites reacutecurrentes drsquoeau de la piscine du reacuteacteur SILOE (1965-1986)

La conception retenue pour assurer lrsquoeacutetancheacuteiteacute de la piscine du reacuteacteur SILOE a eacuteteacuteremise en cause par des fuites drsquoeau de cette piscine vers la nappe phreacuteatique qui se sontproduites de 1965 agrave 1972 puis de nouveau en 1986

Le geacutenie civil de la piscine du reacuteacteur SILOE comportait deux compartiments

ndash un compartiment deacutenommeacute laquo piscine principale raquo drsquoun volume de 213 m3contenant le cœur du reacuteacteur crsquoest cette piscine qui a fait lrsquoobjet defuites

ndash un compartiment deacutenommeacute laquo piscine de travail raquo drsquoun volume de 322 m3disposeacutee en fer agrave cheval autour de la piscine principale et utiliseacutee notammentpour des entreposages de dispositifs expeacuterimentaux et des interventions surceux-ci

La premiegravere fuite drsquoeau de la piscine principale a eacuteteacute deacuteceleacutee en 1965 gracircce au bilandes appoints drsquoeau effectueacutes pour compenser lrsquoeacutevaporation de lrsquoeau de la piscine Elledisparut en 1968 et reacuteapparut en 1969 Le repeacuterage drsquoun chapelet de bulles dans lrsquoeau dela piscine permit en 1970 de deacutetecter une fissure entre les carreaux de ceacuteramique dufond de cette piscine (seacutepareacutes par des joints en araldite) agrave proximiteacute drsquoun pied dulaquo tabouret raquo supportant le cœur du reacuteacteur Lrsquoeacutetancheacuteiteacute fut alors reacutetablie par la posedrsquoune plaque en acier inoxydable sur le carrelage avec un joint en mousse syntheacutetiqueMais la fuite drsquoeau se manifesta de nouveau en 1971 du fait de la deacutegradation du joint dueaux rayonnements Un colmatage durable de la fuite drsquoeau nrsquoa eacuteteacute obtenu qursquoen 1972apregraves la mise en place drsquoun joint plat en caoutchouc naturel appuyeacute sur le fond de lapiscine par du plomb

Le volume total drsquoeau contamineacutee passeacute dans la nappe phreacuteatique entre 1965 et 1972a eacuteteacute estimeacute de lrsquoordre de 1 500 m3 Lrsquoactiviteacute totale rejeteacutee par cette voie dueprincipalement au tritium a eacuteteacute eacutevalueacutee de lrsquoordre de 271011 Bq Lors des travaux de

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remplacement du laquo tabouret269 raquo de la grille du cœur du reacuteacteur effectueacutes en 1977lrsquoeacutetancheacuteiteacute de la piscine a eacuteteacute refaite en posant sur le carrelage du fond et sur unehauteur drsquoenviron 75 cm des parois verticales un revecirctement drsquoune eacutepaisseur de 4 mm dereacutesine eacutepoxy associeacutee agrave un tissu de laine de verre

La situation durable de non-eacutetancheacuteiteacute de la piscine amena notamment le Deacuteparte-ment de sucircreteacute nucleacuteaire270 du CEA agrave eacutevaluer quels seraient les rejets radioactifs dans lanappe phreacuteatique dans le cas hypotheacutetique ougrave se produirait un accident de type BORAXen tenant compte de la contamination de lrsquoeau de la piscine (du fait de lrsquoaccident) et destransferts de radionucleacuteides par la nappe phreacuteatique jusqursquoagrave lrsquoIsegravere (deacutelai eacutevalueacute agrave55 jours) Il fut ainsi montreacute que mecircme sans eacutepuration de lrsquoeau contamineacutee de lapiscine du reacuteacteur lrsquoactiviteacute271 volumique ajouteacutee dans lrsquoIsegravere serait dans ce cas faible(de lrsquoordre de 140 Bql) Lrsquoeacutetude a neacuteanmoins conduit agrave examiner des dispositions quipermettraient de limiter les conseacutequences drsquoun tel accident avec la piscine non-eacutetanche eacutepuration de lrsquoeau de la piscine (la mise en route des systegravemes de laquo couche chaude raquo [voirle paragraphe 733] et de laquo fond piscine raquo permettait de ramener lrsquoactiviteacute volumiqueajouteacutee dans lrsquoIsegravere agrave 07 Bql) transfert de lrsquoeau de la piscine dans un bassin delrsquoinstallation SILOETTE pompage drsquoeau sous le radier dans des puitshellip

Cependant au mois de novembre 1986 un accroissement drsquoenviron 1 m3 desappoints drsquoeau effectueacutes dans la piscine pour compenser lrsquoeacutevaporation fut agrave nouveauconstateacute Apregraves veacuterification de lrsquoeacutetancheacuteiteacute de diffeacuterents circuits du reacuteacteur celui-ci futmis agrave lrsquoarrecirct au deacutebut du mois de deacutecembre 1986 afin de proceacuteder agrave une inspectiondeacutetailleacutee de la piscine principale suspecteacutee drsquoecirctre agrave lrsquoorigine de la fuite drsquoeau Cetteinspection neacutecessita de deacutecharger les eacuteleacutements combustibles de vidanger la piscine dedeacutemonter les diverses structures du cœur du reacuteacteur et de deacuteposer le carrelage Letransfert de lrsquoeau de la piscine dans un bassin preacutevu agrave cet effet fut reacutealiseacute de faccedilonvolontairement lente afin de mettre agrave profit la baisse progressive de niveau poureffectuer une deacutecontamination des parois de la piscine et drsquoeacuteviter ainsi la mise ensuspension dans lrsquoair de particules radioactives Une injection de gaz inerte272 sous leradier a alors permis de localiser un trou drsquoenviron 5 mm de diamegravetre dans un angle aufond de la piscine ainsi que deux petites fissures Cet eacuteveacutenement srsquoest traduit par un rejetdrsquoenviron 30 m3 drsquoeau contamineacutee essentiellement par du tritium dans la nappephreacuteatique lrsquoactiviteacute totale a eacuteteacute estimeacutee agrave 231010 Bq

Cet eacuteveacutenement mit en peacuteril lrsquoavenir de SILOE273 compte tenu du coucirct eacuteleveacute destravaux neacutecessaires pour mettre le reacuteacteur en eacutetat Le CEA prit neacuteanmoins la deacutecisiondrsquoengager ces travaux en vue de pouvoir poursuivre lrsquoexploitation et les expeacuterimentationsdans ce reacuteacteur et programma lrsquoarrecirct deacutefinitif du reacuteacteur MELUSINE qui avait eacuteteacute mis enservice en 1958 et dont les expeacuterimentations pouvaient ecirctre transfeacutereacutees dans lrsquoinstalla-tion SILOE Les modifications correspondantes autoriseacutees par le Service central desinstallations nucleacuteaires (SCSIN) agrave lrsquoeacuteteacute 1987 furent importantes Un cuvelage en acier

269 Qui fut alors remplaceacute par un ensemble grille-tabouret-caisson270 Ancecirctre de lrsquoIPSN ce dernier eacutetant creacuteeacute en 1976271 Due agrave lrsquoensemble des produits de fission libeacutereacutes par la fusion du combustible272 Le gaz utiliseacute eacutetait de lrsquohexafluorure de soufre SF6 non toxique ininflammable pratiquement

insoluble dans lrsquoeau drsquoune grande stabiliteacute chimique et thermique273 La presse se fit lrsquoeacutecho de lrsquoavancement de la situation Le Matin du 16 avril 1987 Le Monde du

23 octobre 1987

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inoxydable fut installeacute dans la piscine principale soudeacute sur des lattes eacutegalement en acierinoxydable fixeacutees sur les murs de cette piscine Un espace libre fut meacutenageacute sur lepourtour de la piscine et eacutequipeacute drsquoun systegraveme de deacutetection et de reacutecupeacuteration drsquoune fuiteeacuteventuelle du cuvelage Concernant la reacutesistance de la piscine agrave un accident de typeBORAX si lrsquoeacutetancheacuteiteacute des traverseacutees des canaux neutroniques apparaissait acquiselrsquoinstruction technique mit en eacutevidence une faiblesse de reacutesistance de lrsquoune des parois dela piscine Cela amena lrsquoexploitant agrave installer une cuve ndash dite cuve BORAX ndash capabledrsquoabsorber en se deacuteformant une partie de lrsquoeacutenergie qui serait deacutegageacutee lors drsquoun telaccident274 afin de proteacuteger le cuvelage et les parois de la piscine Dans le mecircme but uneplaque en acier inoxydable drsquoune eacutepaisseur de 20 mm placeacutee sur des absorbeurs de chocappeleacutes laquo plots reacutesilients raquo fut installeacutee sur le radier et sous la cuve BORAX afin drsquoassurerla tenue meacutecanique du radier de la piscine agrave la pression qui reacutesulterait drsquoun accident detype BORAX Des cuvelages furent eacutegalement installeacutes dans les bacs de deacutesactivationavec des systegravemes de deacutetection et de reacutecupeacuteration defuite Ces diffeacuterents cuvelages etcuves sont repreacutesenteacutes sur la figure 101

Figure 101 Piscines et bacs de deacutesactivation du reacuteacteur SILOE les cuves et les cuvelages installeacutes en1987-1988 copy Georges GoueacuteIRSN

274 Le reste de cette eacutenergie est dissipeacute par lrsquoexpulsion vers le haut de lrsquoeau

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De plus en 1988 deux pieacutezomegravetres suppleacutementaires furent installeacutes pour ameacuteliorer lasurveillance de la nappe phreacuteatique

Les fuites de la piscine du reacuteacteur SILOE ont eu ulteacuterieurement des conseacutequencespour les opeacuterations de deacutemantegravelement de ce reacuteacteur qui ne sont que succinctementeacutevoqueacutees ci-apregraves

Les opeacuterations de mise agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif et de deacutemantegravelement du reacuteacteur SILOE onteacuteteacute soumises agrave une enquecircte publique et elles ont fait lrsquoobjet drsquoun deacutecret drsquoautorisationpromulgueacute au mois de janvier 2005 Lrsquoeacutetat final tel qursquoenvisageacute par le CEA correspondaitagrave un assainissement complet des parois des locaux du reacuteacteur Agrave cet eacutegard le CEA srsquoestfixeacute en 2008 les objectifs quantitatifs275 suivants

ndash une laquo valeur reacutesiduelle modeacuteliseacutee acceptable raquo (VARMA) theacuteorique drsquoactiviteacute endeccedilagrave de laquelle les structures pourront ecirctre consideacutereacutees comme conventionnel-les de 1 Bqg de beacuteton pour les eacutemetteurs βγ hors tritium et de 100 Bqg pour letritium

ndash pour les eacutemetteurs βγ hors tritium un critegravere de deacutecision de fin de lrsquoassainissementsur la base des mesures effectueacutees pour quelques radionucleacuteides de 04 Bqginfeacuterieur agrave la valeur preacuteceacutedente et inteacutegrant une marge suppleacutementaire pour tenircompte notamment des incertitudes de mesure

Agrave cette date la strateacutegie drsquoassainissement du radier de la piscine du reacuteacteur et dessols sous-jacents nrsquoavait pas eacuteteacute deacutefinie dans lrsquoattente du retrait de la piscine pourpouvoir deacuteterminer la contamination de ces eacuteleacutements

En 2010 le CEA proposa le retrait drsquoune partie du radier sur toute son eacutepaisseur et surune surface couvrant la totaliteacute de la piscine principale En outre compte tenu desincertitudes sur le cheminement des fuites dans lrsquoeacutepaisseur du radier il se proposa demener des investigations sur les parois verticales mises agrave nu dans lrsquoeacutepaisseur du radierdans le but de veacuterifier lrsquoabsence de contamination au niveau des diffeacuterentes voiespossibles de fuite dans le beacuteton le long des fers agrave beacuteton ainsi que des gaines de cacircbles depreacutecontrainte et eacuteleacutements en feutre bitumineux assurant lrsquoeacutetancheacuteiteacute

En 2011 le CEA fit part agrave lrsquoASN de la preacutesence drsquoune contamination dans lrsquoeacutepaisseurdu radier au niveau des cacircbles de preacutecontrainte et dans une partie des terres situeacuteessous le radier (localement lrsquoactiviteacute massique atteignait 25 Bqg) Agrave ce stadelrsquoassainissement du radier de SILOE nrsquoavait donc pas permis drsquoatteindre les objectifsde propreteacute initialement viseacutes De son cocircteacute lrsquoASN eacutetait deacutefavorable agrave la gestion decette situation par la mise en œuvre drsquoune laquo servitude drsquoutiliteacute publique276 raquo Parailleurs lrsquoassainissement complet neacutecessitait un traitement en profondeur pouvantaffecter la tenue meacutecanique du bacirctiment du reacuteacteur Crsquoest pourquoi le CEA deacutecidafinalement de proceacuteder agrave la destruction complegravete du docircme et des murs cylindriques du

275 Dans le laquo dossier drsquoinformation relatif agrave lrsquoassainissement des structures raquo (DIRAS) en vue dudeacuteclassement

276 Une servitude drsquoutiliteacute publique est une servitude administrative qui est annexeacutee au plan localdrsquourbanisme conformeacutement agrave lrsquoarticle L 126-1 du code de lrsquourbanisme franccedilais Une eacutetude drsquoimpacty est associeacutee

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bacirctiment du reacuteacteur ainsi que des bacirctiments annexes avant de proceacuteder au retraitcomplet du radier et des terres contamineacutees Les travaux correspondants sont illustreacutespar la figure 102

Une excavation des terres situeacutees sous le radier du reacuteacteur SILOE a eacuteteacute neacutecessaire surune hauteur de 18 m

Le deacutecret de mise agrave lrsquoarrecirct deacutefinitif et de deacutemantegravelement du reacuteacteur SILOE futmodifieacute277 afin de tenir compte des nouveaux travaux drsquoassainissement qui entraicircnegraverentun allongement de la dureacutee des opeacuterations Le reacuteacteur SILOE a eacuteteacute deacuteclasseacute par unedeacutecision de lrsquoASN en date du 8 janvier 2015 homologueacutee par un arrecircteacute du ministre encharge de la sucircreteacute nucleacuteaire en date du 12 feacutevrier 2015278

Figure 102 Quelques-unes des eacutetapes de la deacuteconstruction du reacuteacteur SILOE (anneacutees 2010) copy DR

277 Deacutecret ndeg 2013-677 du 24 juillet 2013278 JORF du 20 feacutevrier 2015

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Fusion de plaques de combustible dans le reacuteacteur SILOE (1967)279

Une fusion partielle de six plaques de combustible appartenant agrave un eacuteleacutement decontrocircle280 srsquoest produite le 7 novembre 1967 dans le reacuteacteur SILOE au cours drsquounemonteacutee en puissance agrave 423 MW effectueacutee dans le cadre drsquoessais preacuteparatoires agrave unfonctionnement nominal du reacuteacteur porteacute agrave 30 MW281 Ces essais autoriseacutes par laCSIA282 visaient agrave deacuteterminer notamment les marges disponibles en termes depuissance par rapport au pheacutenomegravene de laquo redistribution de deacutebit raquo dans les eacuteleacutementscombustibles (pheacutenomegravene preacuteciseacute plus loin) Agrave la puissance de 423 MW une baissebrutale de la puissance drsquoenviron 7 MW en une seconde fut observeacutee suivie drsquoune baisseplus lente jusqursquoagrave une stabilisation 20 secondes plus tard agrave 20 MW Le reacuteacteur fut arrecircteacutemanuellement 26 secondes plus tard par la chute des deux eacuteleacutements de seacutecuriteacute dureacuteacteur Une augmentation rapide des deacutebits de dose par rayonnement fut ensuiteobserveacutee (sur une chambre de mesure immergeacutee jusqursquoagrave 1 000 radh et sur une autrechambre de mesure situeacutee au-dessus de lrsquoeau de la piscine jusqursquoagrave une valeur de220 radh) ce qui entraicircna lrsquoeacutevacuation du bacirctiment du reacuteacteur et des bacirctimentsannexes ainsi que lrsquoutilisation des piegraveges agrave iode du systegraveme de ventilation de secours

Cet eacuteveacutenement srsquoest traduit par la fusion de 187 g drsquoalliage drsquouranium et drsquoaluminium(enrichi agrave 93 en uranium 235) correspondant agrave une masse de 368 g drsquouranium 235dont 18 g ont eacuteteacute relacirccheacutes dans le circuit primaire Le compleacutement a eacuteteacute retrouveacute sous laforme drsquoun magma au pied de lrsquoeacuteleacutement de controcircle (figure 103)

Environ 74 TBq principalement de gaz rares ont eacuteteacute rejeteacutes par la chemineacutee dureacuteacteur dans les deux journeacutees qui ont suivi lrsquoeacuteveacutenement Aussi bien la contamination dubacirctiment du reacuteacteur que celle du site ont eacuteteacute neacutegligeables du fait du faible taux de

Figure 103 Deux vues des plaques fondues de lrsquoeacuteleacutement de controcircle dans le reacuteacteur SILOE copy ILL

279 Revue Controcircle ndeg 128 avril 1997 ASN280 Eacuteleacutement (combustible) contenant des plaques absorbantes de controcircle de la reacuteactiviteacute281 Depuis sa mise en service en 1963 le reacuteacteur fonctionnait agrave la puissance nominale de 15 MW282 Commission de sucircreteacute des installations atomiques

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combustion (4 ) de lrsquoeacuteleacutement concerneacute Le combustible disperseacute dans le circuit primairea eacuteteacute reacutecupeacutereacute dans les bacs de deacutesactivation agrave lrsquooccasion des visites de ces bacseffectueacutees en 1970 et 1971

La cause de la fusion nrsquoa pas eacuteteacute clairement eacutetablie Agrave cet eacutegard les reacutesultats desinvestigations meneacutees par lrsquoexploitant agrave la suite de cet eacuteveacutenement qui ont notammentconsisteacute agrave mesurer les tempeacuteratures des gaines drsquoeacuteleacutements de controcircle du mecircme typeplaceacutes agrave lrsquoendroit ougrave se trouvaient les plaques combustibles fondues pour des puissancesallant de 0 agrave 39 MW semblaient permettre drsquoeacutecarter lrsquohypothegravese drsquoune redistribution dedeacutebit283 en effet lrsquoextrapolation de ces mesures agrave une puissance de 423 MW conduisaitpour les plaques fondues agrave une tempeacuterature au point chaud des gaines infeacuterieure agrave cellecorrespondant agrave lrsquoeacutebullition locale (116 degC agrave comparer agrave 128 degC) En outre la plaque laplus chaude nrsquoa pas fondu

Des eacutecailles de peinture segraveche en provenance des structures situeacutees au-dessus de lapiscine ayant eacuteteacute trouveacutees agrave plusieurs reprises sur des eacuteleacutements du cœur lrsquoexploitant afinalement attribueacute la fusion des plaques agrave un bouchage partiel de plusieurs canaux derefroidissement de lrsquoeacuteleacutement de controcircle concerneacute

Les ameacuteliorations reacutealiseacutees agrave la suite de cet eacuteveacutenement ont consisteacute agrave

ndash remplacer les structures en tocircle peinte surplombant le cœur utiliseacutees pour lecheminement de cacircbles et de flexibles des dispositifs expeacuterimentaux par desstructures en acier inoxydable

ndash doubler le circuit drsquoextraction de secours de lrsquoinstallation afin drsquoaccroicirctre lafiabiliteacute drsquoun tel systegraveme important pour la sucircreteacute

ndash installer des circuits permettant des preacutelegravevements drsquoair au-dessus de la piscine etdes preacutelegravevements drsquoeau dans cette piscine depuis lrsquoexteacuterieur du bacirctiment dureacuteacteur

ndash installer dans la salle de controcircle une commande du circuit drsquoeacutepuration de lrsquoeau dela piscine

Lrsquoeacuteveacutenement ne neacutecessita pas de deacutecontamination Le reacuteacteur fut autoriseacute agraveredeacutemarrer quelques jours apregraves

Eacuteclatement du dispositif expeacuterimental drsquoirradiation AQUILON dansSILOE (1979)

Lrsquoeacuteclatement du dispositif expeacuterimental drsquoirradiation AQUILON srsquoest produit dans lereacuteacteur SILOE le 10 avril 1979 Ce dispositif ndash apparenteacute aux laquo bouilleurs284 raquo utiliseacutespour des essais relatifs aux combustibles des reacuteacteurs agrave eau leacutegegravere ndash eacutetait placeacute agrave la

283 Pheacutenomegravene qui peut reacutesulter drsquoune surchauffe et drsquoune eacutebullition locales se traduisant par unemodification des deacutebits drsquoeau entre les plaques Diffeacuterents essais reacutealiseacutes dans le reacuteacteur CABRIavaient deacutejagrave montreacute que en geacuteneacuteral une redistribution de deacutebit est accompagneacutee drsquooscillations depuissance dues agrave lrsquoeacutebullition locale et agrave lrsquoeffet de vide correspondant or de telles oscillations nrsquoontpas eacuteteacute observeacutees lors de lrsquoeacuteveacutenement ici rapporteacute

284 La pression avait eacuteteacute porteacutee agrave 130 bars dans le dispositif AQUILON au lieu de 78 bars dans leslaquo bouilleurs raquo

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peacuteripheacuterie du cœur et contenait un crayon de combustible drsquooxyde drsquouranium (UO2)irradieacute (uranium enrichi agrave 47 en isotope 235) (figure 104) Lrsquoeacuteclatement du dispositif aconduit au relacircchement drsquooxyde drsquouranium et de produits de fission dans la piscine dureacuteacteur et au relacircchement de gaz rares et drsquoiodes dans le bacirctiment du reacuteacteur et danslrsquoenvironnement

Dans le dispositif lrsquoeau eacutetait pratiquement statique285 sa pression eacutetait ajusteacutee enfonction de la chaleur deacutegageacutee par le crayon de faccedilon agrave obtenir une eacutebullition nucleacuteeacutee Lavapeur surchauffeacutee produite eacutetait dirigeacutee par des couronnes de guidage du crayon agrave laparoi froide du dispositif ougrave elle se condensait La paroi externe du dispositif eacutetaitrefroidie par une circulation drsquoeau de la piscine Agrave cette fin un fourreau cylindriquedisposeacute autour de la partie basse du dispositif situeacutee au droit du cœur du reacuteacteur SILOEdeacutelimitait un canal de refroidissement (drsquoune laquo eacutepaisseur raquo de 2 mm) Ce dernier eacutetaitraccordeacute au circuit de refroidissement du reacuteacteur par lrsquointermeacutediaire drsquoune laquo boicircte agrave eau raquomobile (permettant le rapprochement ou lrsquoeacuteloignement du dispositif par rapport au cœur)

Figure 104 Vue en coupe du dispositif AQUILON copy Georges GoueacuteIRSN

285 Le dispositif nrsquoeacutetait pas eacutequipeacute drsquoune pompe de circulation drsquoeau de sorte que seule uneconvection naturelle pouvait srsquoy eacutetablir

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Le fourreau drsquoune masse drsquoenviron 10 kg prenait appui sur la laquo boicircte agrave eau raquo mais nrsquoeacutetaitpas verrouilleacute meacutecaniquement agrave cette derniegravere

Lrsquoarrecirct du reacuteacteur pouvait ecirctre deacuteclencheacute automatiquement par un certain nombrede seacutecuriteacutes associeacutees agrave la boucle (en cas de rupture du tube sous haute pression ou en casde niveau bas de lrsquoeau dans le pressuriseur ou encore de tempeacuterature eacuteleveacutee dans lapartie basse du dispositif)

Le 10 avril 1979 agrave 9 h 17 le dispositif eacutetait en position reculeacutee par rapport au cœurdepuis environ 17 heures (les seacutecuriteacutes du dispositif eacutetaient inhibeacutees par des laquo shunts raquo) etle reacuteacteur eacutetait en fonctionnement Trois agents de manutention proceacutedaient au retraitdu dispositif agrave lrsquoaide drsquoun pont roulant

Agrave 9 h 20 lrsquoordre drsquoeacutevacuation du hall du reacuteacteur a eacuteteacute donneacute depuis la salle de controcircleagrave la suite du deacutepassement du deuxiegraveme seuil de deacutebit de dose reacutegleacute agrave 025 mGyhsur une chambre de mesure de rayonnement γ situeacutee au-dessus de la piscine Cinqminutes plus tard une explosion a eacuteteacute perccedilue en salle de controcircle et les deux absorbantsde seacutecuriteacute ont chuteacute Pratiquement au mecircme moment les seuils drsquoalarme et deseacutecuriteacute de nombreuses voies de mesure des rayonnements ont eacuteteacute franchis Lrsquoeacutevacua-tion du bacirctiment a eacuteteacute ordonneacutee (le deacutebit de dose atteignant 04 mGyh dans la salle decontrocircle) et reacutealiseacutee apregraves que les opeacuterateurs eurent commandeacute la chute des troisabsorbants de controcircle lrsquoarrecirct des pompes primaires et la mise en service de lrsquoextrac-tion drsquoair de secours (ventilation du hall du reacuteacteur avec piegraveges agrave iode)

Les constatations suivantes ont eacuteteacute faites lors des investigations qui ont suivi

ndash le fourreau du dispositif portait des traces drsquoeacutechauffement et eacutetait perceacute de deuxtrous

ndash le crayon de combustible drsquoessai eacutetait partiellement fondu

ndash la partie supeacuterieure de la plaque externe drsquoun eacuteleacutement combustible situeacute pregraves de lalaquo boicircte agrave eau raquo du dispositif eacutetait deacuteformeacutee sans rupture de gaines

Environ 190 g drsquoUO2 (75 g drsquouranium 235) ont eacuteteacute expulseacutes du dispositif dans lapiscine

Lrsquoexplosion du dispositif a conduit notamment agrave une libeacuteration de 185 TBq deproduits de fission dans la piscine Les rejets dans lrsquoenvironnement ont eacuteteacute estimeacutes agrave26 TBq de gaz rares et environ 7108 Bq drsquoiode dont 108 Bq drsquoiode 131 Du fait delrsquoeacutevacuation rapide du hall du reacuteacteur par les trois agents de manutention avantlrsquoexplosion la dose reccedilue par lrsquoagent le plus exposeacute a eacuteteacute limiteacutee agrave 18 mGy Lrsquoactiviteacutevolumique maximale des rejets gazeux par la chemineacutee du reacuteacteur a eacuteteacute de 148105 Bql(xeacutenon) Les mesures effectueacutees dans lrsquoenvironnement sous le vent nrsquoont pas mis eneacutevidence drsquoactiviteacute due aux aeacuterosols ou aux iodes supeacuterieure au bruit de fond naturel

La cause de lrsquoeacuteveacutenement a eacuteteacute deacutetermineacutee un entraicircnement du fourreau srsquoest produitlors du retrait du dispositif AQUILON qui a eu pour conseacutequences

ndash drsquointerrompre le refroidissement du dispositif (deacutesaccouplement de la liaisonentre le fourreau et la laquo boicircte agrave eau raquo)

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ndash de supprimer le guidage drsquoeau de refroidissement normalement assureacute par lefourreau jusqursquoagrave ce que la partie infeacuterieure du dispositif soit complegravetement sortiedu cœur du reacuteacteur

Par ailleurs il nrsquoa pas eacuteteacute possible drsquoaffirmer que la soupape du pressuriseur dudispositif avait bien fonctionneacute

Tous les eacuteleacutements combustibles du cœur du reacuteacteur SILOE ont eacuteteacute controcircleacutes agrave lrsquoaidedrsquoun dispositif mobile de deacutetection de rupture de gaine Les six eacuteleacutements qui avaient eacuteteacuteles plus proches du dispositif AQUILON ont eacuteteacute remplaceacutes Le reacuteacteur a eacuteteacute autoriseacute agraveredeacutemarrer par le Service central de sucircreteacute des installations nucleacuteaires apregraves un arrecirct dedix jours consacreacutes pour lrsquoessentiel agrave lrsquoeacutepuration de lrsquoeau de la piscine Toutefoislrsquoutilisation des dispositifs de type laquo bouilleur raquo est resteacutee suspendue pour notammentfaire le point sur la situation de ces dispositifs par rapport agrave la regraveglementation desappareils agrave pression

Les dispositions geacuteneacuterales prises par le CEA apregraves lrsquoeacuteveacutenement ndash agrave la suite de lareacuteunion 11 juillet 1979 de la Commission de sucircreteacute des piles ndash ont porteacute notamment sur

ndash lrsquointerdiction du laquo shunt raquo des seacutecuriteacutes associeacutees aux dispositifs expeacuterimentauxdurant leur retrait hors drsquoun cœur ou leur introduction dans celui-ci

ndash le verrouillage des fourreaux sur les laquo boicirctes agrave eau raquo

ndash une reacutedaction plus complegravete et plus preacutecise des proceacutedures pour lrsquointroduction encœur ou le retrait de divers dispositifs reacuteacteur en fonctionnement ou agrave lrsquoarrecirct

Sous-estimation de la puissance de fonctionnement du RHF (1971-1990)

Une anomalie de sous-estimation permanente de la puissance reacuteelle de fonctionnementdu RHF de lrsquoordre de 10 a eacuteteacute deacutecouverte au mois de janvier 1990 agrave la suite de laveacuterification de certains paramegravetres de fonctionnement du reacuteacteur Degraves ce constat lrsquoex-ploitant a reacuteduit cette puissance de fonctionnement afin de respecter la valeur maximale de583 MWth deacutefinie dans les prescriptions techniques qui lui eacutetaient applicables

Cette anomalie a eacuteteacute deacuteclareacutee au Service central de sucircreteacute des installations nucleacuteairele 23 janvier 1990 Elle reacutesultait drsquoune erreur de calcul du deacutebit drsquoeau lourde dans le circuitprincipal du reacuteacteur La formule utiliseacutee deacutefinie sur la base de mesures effectueacutees avecde lrsquoeau leacutegegravere nrsquoavait pas eacuteteacute corrigeacutee pour tenir compte de la diffeacuterence de massevolumique entre lrsquoeau leacutegegravere et lrsquoeau lourde Le deacutebit reacuteel eacutetait en fait supeacuterieur de 10 au deacutebit calculeacute Lrsquoerreur avait eacuteteacute eacutegalement faite lors de la deacutetermination des seuils dusystegraveme de protection du reacuteacteur de sorte qursquoil nrsquoy eut pas drsquoalarme ou drsquoarrecirctdrsquourgence automatique du reacuteacteur

Le 24 janvier 1990 le Service central de sucircreteacute des installations nucleacuteaires demanda agravelrsquoexploitant de maintenir le reacuteacteur agrave lrsquoarrecirct286 en soumettant le redeacutemarrage agrave sonautorisation

286 Lrsquoexploitant qui avait abaisseacute dans un premier temps la puissance du reacuteacteur avait finalementpris la deacutecision drsquoarrecircter le reacuteacteur

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Il apparut que des observations faites preacuteceacutedemment par lrsquoexploitant trouvaient leurexplication dans cette sous-estimation de la puissance de fonctionnement Lrsquoexploitantavait en effet observeacute une consommation de combustible plus rapide que preacutevue qui setraduisait par un raccourcissement des cycles de fonctionnement (la position de findrsquoirradiation des barres absorbantes eacutetait obtenue au bout de 42 jours au lieu des 46preacutevus)

Cette anomalie a conduit lrsquoexploitant agrave revoir totalement les eacutetudes de physique ducœur du RHF (neutronique et thermohydraulique)

Fusion de combustible dans des crayons du cœur nourricier du reacuteacteurCABRI (2004)287 288

Dans le cadre des actions meneacutees au titre du reacuteexamen de sucircreteacute associeacute au projet demodification de lrsquoinstallation CABRI pour y permettre des essais dans une boucle agrave eausous pression des examens portant sur les crayons les plus chauds du cœur du reacuteacteuront eacuteteacute reacutealiseacutes Les premiers examens non destructifs reacutealiseacutes sur trois drsquoentre eux ontalors mis en eacutevidence lrsquoexistence de plis sur leurs gaines Ces plis avaient une amplitude deplusieurs dizaines de micromegravetres et des pas (distances entre plis) voisins de 10 mm ndashcorrespondant approximativement agrave la hauteur drsquoune pastille de combustible ndash agrave la partieinfeacuterieure des trois crayons Pour deux des crayons il a eacuteteacute observeacute une zone dedeacuteformation importante de quelques pour cent au-dessus de la zone des plis

Agrave la suite de ces observations une coupe radiale a eacuteteacute reacutealiseacutee dans la reacutegion dumaximum de deacuteformation de lrsquoun des crayons Une macrographie de cette coupe amontreacute la preacutesence drsquoune fusion locale au centre du combustible et des traces drsquouneinteraction pastille-gaine Ces observations constituaient des eacutecarts aux prescriptionstechniques du reacuteacteur CABRI et ont fait lrsquoobjet drsquoune deacuteclaration agrave la Direction de lasucircreteacute des installations nucleacuteaires le 12 janvier 2004

Comme cela a eacuteteacute indiqueacute dans le chapitre 5 le reacuteacteur CABRI a eacuteteacute conccedilu pourreacutealiser des excursions de puissance (laquo pulses raquo ndash voir la figure 105) agrave partir drsquounfonctionnement en reacutegime permanent de 25 MW maximum Dans lrsquoobjectif drsquoeacuteviter lafusion du combustible et drsquoassurer lrsquoeacutetancheacuteiteacute des gaines des crayons du cœur nourricierles prescriptions techniques de lrsquoinstallation imposaient que pendant ces excursions depuissance la tempeacuterature maximale du combustible nrsquoexcegravede pas 2 400 degC289 toutesincertitudes cumuleacutees et que la puissance thermique surfacique des crayons290 du cœurreste infeacuterieure agrave 750 Wcm2 (critegraveres agrave respecter pour les estimations par le calculpreacutealables aux expeacuteriences) Par ailleurs ces prescriptions techniques autorisaient unfonctionnement du reacuteacteur au-delagrave de 25 MW jusqursquoagrave 425 MW pour une dureacutee cumuleacuteemaximale de 23 minutes afin de reacutealiser des rampes lentes de puissance dans cesconditions la tempeacuterature maximale du combustible ne devait pas deacutepasser 2 768 degC

287 Site ASN deacuteclarations drsquoincidents288 Synthegravese du rapport de lrsquoIRSN sur le redeacutemarrage du reacuteacteur CABRI en date du 22 janvier 2009

rendue publique289 La tempeacuterature de fusion de lrsquoUO2 est drsquoenviron 2 840 degC290 Valeur issue drsquoessais (CAPRI) qui avaient eacuteteacute reacutealiseacutes dans une boucle au CEA de Grenoble

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toutes incertitudes cumuleacutees (exigences indiqueacutees dans le rapport de sucircreteacute justifieacutees parle calcul)

Depuis la divergence du reacuteacteur CABRI en 1977 environ 500 transitoires rapides depuissance (laquo pulses raquo) et 16 rampes lentes de puissance au-delagrave de 25 MW pendant unedureacutee cumuleacutee de 198 minutes avaient eacuteteacute reacutealiseacutees avec le cœur nourricier Le taux decombustion moyen du cœur du reacuteacteur eacutetait de 88 MWjtU (environ 23 jourseacutequivalents agrave pleine puissance [JEPP])

Le combustible du cœur du reacuteacteur est constitueacute drsquoUO2 agrave faible enrichissementen uranium 235 sous forme de pastilles empileacutees dans des gaines en acier inoxydable (denuance 304 L selon la norme ameacutericaine AISI)

Les dispositions retenues agrave la conception pour limiter les risques drsquoassegravechement descrayons de combustible lors des transitoires rapides de puissance eacutetaient les suivantes

ndash lrsquoadoption drsquoun jeu radial initial combustible-gaine eacuteleveacute pour limiter les inter-actions pastille-gaine

ndash lrsquoadoption drsquoune pression interne drsquoheacutelium agrave froid suffisante pour eacutecarter agrave chaudle risque de fluage de la gaine sous lrsquoeffet de la pression externe

ndash le choix de pastilles drsquoun type particulier291 peu propice agrave la fracturation souslrsquoeffet drsquoun gradient thermique radial (conservation de la geacuteomeacutetrie initiale despastilles)

ndash le choix drsquoun gainage en acier ayant un fort coefficient de dilatation contribuant agravelimiter la fermeture du jeu pastille-gaine lors des transitoires de puissance

Figure 105 Exemple de profil temporel de puissance dans le cas drsquoun laquo pulse raquo de puissance dans lereacuteacteur CABRI copy Georges GoueacuteIRSN

291 Par un proceacutedeacute de frittage diffeacuterent de celui utiliseacute pour les pastilles de combustible destineacutees auxcrayons des reacuteacteurs du parc eacutelectronucleacuteaire

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Le bon eacutetat du combustible avait eacuteteacute preacuteceacutedemment veacuterifieacute par lrsquoexamen de crayonsparmi les plus chauds du cœur du reacuteacteur drsquoabord en 1988 apregraves la reacutealisation drsquoenviron200 transitoires rapides puis en 1991 apregraves un fonctionnement cumuleacute de pregraves de10 minutes au-delagrave de 25 MW en rampes lentes (sur les 23 mn autoriseacutees)

Les investigations ont conduit agrave attribuer les deacuteformations des gaines et la fusion decombustible agrave cœur agrave des transitoires de type rampe lente qui entraicircnent une deacuteforma-tion en forme de diabolo des pastilles de combustible ainsi en cas drsquointeraction pastille-gaine pendant de tels transitoires des plis sur la gaine peuvent apparaicirctre (les transitoiresrapides de puissance conduisent agrave une deacuteformation des pastilles en forme de tonneau)Par ailleurs seules les rampes lentes conduisent agrave des tempeacuteratures du combustibleproches de la tempeacuterature de fusion de celui-ci Il en a eacuteteacute deacuteduit que les deacuteformationsconstateacutees eacutetaient probablement apparues apregraves la dixiegraveme minute de fonctionnementau-delagrave de 25 MW

Les observations faites soulevegraverent un certain nombre de questions de sucircreteacuteconcernant in fine lrsquoaptitude du cœur nourricier du reacuteacteur CABRI agrave pouvoir subir lesessais futurs preacutevus (10 transitoires rapides du programme CIP292)

ndash Quel eacutetait lrsquoeacutetat du cœur du reacuteacteur dans son ensemble

ndash Quelles dispositions de remise en conformiteacute du cœur devaient ecirctre prises

ndash Quelles dispositions renforceacutees de surveillance en service des crayons de combus-tible du cœur devaient ecirctre prises

ndash La distribution de la puissance deacutegageacutee dans le cœur du reacuteacteur eacutetait-elle bienconnue

ndash Les outils de simulation utiliseacutes pour veacuterifier avant chaque nouvel essai que lescritegraveres relatifs au combustible et agrave son gainage seraient respecteacutes donnaient-ilsdes reacutesultats fiables

ndash Fallait-il envisager des restrictions drsquoutilisation du reacuteacteur pour les programmesfuturs

Compte tenu de lrsquoimplication de lrsquoIRSN dans les recherches meneacutees agrave lrsquoaide dureacuteacteur CABRI les dossiers eacutetablis par lrsquoexploitant CEA ont fait lrsquoobjet agrave la demande delrsquoIRSN drsquoun examen par lrsquoorganisme belge de sucircreteacute nucleacuteaire AVN (AssociationVinccedilotte-Nucleacuteaire)

Au vu des observations faites sur les trois crayons mentionneacutes preacuteceacutedemment unedeacutemarche laquo drsquoextension de controcircle293 raquo a eacuteteacute appliqueacutee Des examens non destructifsont ainsi eacuteteacute eacutegalement reacutealiseacutes sur six crayons suppleacutementaires parmi les 1 488 crayonsdu cœur du reacuteacteur CABRI seules de faibles deacuteformations de leurs gaines ont eacuteteacuteobserveacutees

292 Cabri International Programme Voir lrsquoouvrage laquo Eacutetat des recherches dans le domaine de la sucircreteacutedes reacuteacteurs agrave eau sous pression raquo Collection sciences et techniques IRSNEDP Sciences 2017

293 Deacutemarche usuelle qui nrsquoest pas propre aux reacuteacteurs de recherche

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La remise en conformiteacute du cœur du reacuteacteur a consisteacute agrave remplacer quatre crayons(celui qui avait fait lrsquoobjet drsquoune expertise destructive et les trois autres crayons du cœurqui produisaient une puissance analogue agrave celle produite par le crayon expertiseacute) par descrayons neufs Il a eacuteteacute estimeacute qursquoun endommagement des autres crayons du cœur dureacuteacteur nrsquoeacutetait pas agrave craindre du fait qursquoils ne produisaient pas une puissance suffisante

Par ailleurs une analyse deacutetailleacutee des transitoires subis par le cœur du reacuteacteur apermis drsquoattribuer la fusion de combustible et les deacuteformations associeacutees agrave un transitoirede type rampe lente reacutealiseacute en 1995 Le CEA a alors pris la deacutecision de ne plus faire drsquoessaisde type rampe lente dans le reacuteacteur CABRI

Les analyses reacutealiseacutees ont montreacute que des paramegravetres importants eacutetaient mal estimeacutespar les diffeacuterents logiciels de simulation du comportement des crayons de combustiblemis en œuvre pour les eacutetudes de sucircreteacute conduites preacutealablement agrave la reacutealisation destransitoires programmeacutes Cela explique que la fusion de combustible nrsquoavait pas eacuteteacuteanticipeacutee Un nouvel outil de simulation a alors eacuteteacute mis au point par le CEA (ce sujet estdeacuteveloppeacute au chapitre 11) En outre srsquoappuyant sur le fait que nombre de transitoiressubis par le cœur du reacuteacteur avaient solliciteacute les crayons de combustible davantage qursquoilsne pourraient lrsquoecirctre agrave lrsquoavenir et ce sans qursquoaucune rupture de gaine nrsquoait eacuteteacute deacutetecteacutee leCEA a proposeacute de fonder doreacutenavant la deacutemonstration de lrsquoabsence de rupture de gainelors drsquoun transitoire sur la veacuterification du respect de deux critegraveres associeacutes agrave ladeacuteformation circonfeacuterentielle et agrave la tempeacuterature des gaines Cela a eacuteteacute accepteacute comptetenu notamment de la bonne ductiliteacute de lrsquoacier austeacutenitique utiliseacute pour le gainage descrayons de combustible du reacuteacteur CABRI peu irradieacute ainsi que de la faible quantiteacute deproduits de fission accumuleacutes dans ce combustible Agrave cet eacutegard lrsquoIRSN a reacutealiseacute uneeacutetude lors drsquoune expertise des dossiers du CEA pour comparer lrsquoeacutenergie que devraitproduire un crayon du cœur du reacuteacteur au cours drsquoun transitoire rapide pour provoquerlrsquoatteinte des nouveaux critegraveres agrave lrsquoeacutenergie repreacutesentative drsquoune limite de rupture de gainedeacutetermineacutee sur la base drsquoessais effectueacutes aux Eacutetats-Unis et au Japon294 cette eacutetude amontreacute la coheacuterence de ces critegraveres pour les transitoires preacutevus dans le reacuteacteur CABRI(programme CIP)

Finalement les reacutesultats des calculs reacutealiseacutes avec le nouvel outil de simulation ontpermis drsquoestimer que les deacuteformations des gaines et les tempeacuteratures des gaines et ducombustible ne devraient pas conduire agrave des ruptures de gaines lors des essais duprogramme CIP

En termes de surveillance en service le programme retenu par le CEA pour lescrayons du cœur du reacuteacteur CABRI comporte

ndash la reacutealisation drsquoun laquo point zeacutero raquo Cette premiegravere eacutetape a eacuteteacute reacutealiseacutee et a consisteacuteagrave effectuer une profilomeacutetrie295 de reacutefeacuterence des quatre crayons se substituant agrave

294 Il srsquoagit des essais SPERT-CDC aux Eacutetats-Unis et des essais NSRR au Japon reacutealiseacutes en 1969 et dansles anneacutees 1970 avec diffeacuterents mateacuteriaux de gainage dont de lrsquoacier inoxydable comme cela estle cas des crayons du cœur nourricier du reacuteacteur CABRI Ces essais avaient alors conduit agrave retenirune valeur limite en transitoires rapides de 240 calg pour les crayons de reacuteacteurs agrave eau souspression

295 Mesures diameacutetrales effectueacutees pour deux azimuts distants de 90deg selon un pas axial serreacute

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ceux qui ont subi une fusion locale (situeacutes dans deux assemblages de barres decommande (controcircle) et de seacutecuriteacute296 [BCS])

ndash la reacutealisation drsquoune profilomeacutetrie agrave la fin du programme CIP Cette seconde eacutetapeconsistera au deacutechargement de lrsquoun des deux assemblages BCS contenant lescrayons chauds et agrave lrsquoextraction de lrsquoun drsquoeux pour la reacutealisation drsquoune profilomeacute-trie En cas drsquoeacutevolution notable (hauteur de pli supeacuterieure agrave 60 μm) une extensionde lrsquoinspection agrave deux autres crayons chauds de lrsquoassemblage BCS sera engageacuteeUne eacutevolution mineure du plissement est naturellement attendue car les crayonsde substitution (deacutejagrave irradieacutes) nrsquoeacutetaient pas par deacutefinition agrave lrsquoemplacement dupoint chaud Le laquo pulse raquo enveloppe des futurs essais devrait donc engendrer unniveau de plissement de la gaine des nouveaux crayons chauds de lrsquoordre de 60 agrave100 μm drsquoapregraves les calculs preacutedictifs de thermomeacutecanique

Irradiation de travailleurs

Dix-huit eacuteveacutenements drsquoirradiation297 de travailleurs se sont produits dans les reacuteac-teurs de recherche franccedilais depuis 1973 (moins drsquoun eacuteveacutenement de ce type par reacuteacteur etpar deacutecennie) Six reacuteacteurs sont concerneacutes dont principalement les reacuteacteurs SILOE ISISet OSIRIS ainsi que le RHF Lrsquoeacutevolution du nombre drsquoeacuteveacutenements au cours du temps estpreacutesenteacutee sur la figure 106 ci-apregraves

Sur une dureacutee de 41 anneacutees (1973-2014) environ une trentaine de personnes ont subiune irradiation avec des doses maximales de lrsquoordre de 40 mSv hormis dans le cas delrsquoeacuteveacutenement survenu le 15 novembre 1979 dans le reacuteacteur SILOE lors de la deacutepose drsquoun

Figure 106 Eacutevolution du nombre drsquoeacuteveacutenements drsquoirradiation de travailleurs au cours des deacutecennies1970 80 90 2000 et 2010 (2010-2014) dans les reacuteacteurs de recherche franccedilais copy Georges GoueacuteIRSN

296 Le cœur nourricier du reacuteacteur CABRI dispose de six assemblages dits assemblages BCS ou simplementBCS comportant 21 crayons de combustible et 25 tubes recevant les crayons absorbants

297 Incluant quelques (rares) eacuteveacutenements de contamination

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film photographique sur une plaque activeacutee de dysprosium preacutealablement irradieacutee danslrsquoaxe drsquoun faisceau un opeacuterateur a reccedilu une dose eacutevalueacutee agrave 140 mSv (rayonnements Xβ et γ) Depuis 1990 il nrsquoy a plus eu drsquoirradiation importante de travailleurs (figure 107)

Un eacuteveacutenement survenu au mois drsquooctobre 1985 dans le reacuteacteur SILOE meacuteritedrsquoecirctre deacutecrit ici du fait qursquoil illustre les risques que peuvent geacuteneacuterer des activiteacutesmultiples meneacutees de faccedilon simultaneacutee dans une installation en geacuteneacuteral Le deacutevelop-pement du film dosimegravetre drsquoun intervenant exteacuterieur qui eacutetait occupeacute agrave des travaux dereacutefection de lrsquoeacutetancheacuteiteacute de lrsquoenceinte du reacuteacteur (structure meacutetallique) a indiqueacute unedose reccedilue de 47 mSv Les investigations meneacutees ont montreacute que cet intervenant avaittravailleacute sur le docircme du reacuteacteur (enceinte meacutetallique) au droit drsquoune laquo cellule chaude raquositueacutee dans le hall du reacuteacteur en mecircme temps qursquoune source de cobalt 60 de pregraves de100 000 Curies (destineacutee agrave la meacutedecine) eacutetait manutentionneacutee dans cette cellule parun moyen de levage situeacute sur le toit de la cellule et dont le cacircble traversait lrsquoeacutepaisseurde beacuteton par un trou de faible diamegravetre Lors de cette opeacuteration un faisceau tregraves eacutetroitde rayonnement ionisant eacutetait dirigeacute vers le docircme affectant une faible surfacedrsquoenviron 1 m2 Les investigations permirent eacutegalement drsquoattribuer cette dose de47 mSv uniquement au temps (20 mn) pendant lequel la source avait eacuteteacute extraite de lacellule La proceacutedure de retrait drsquoune source de la laquo cellule chaude raquo fut ensuitecompleacuteteacutee afin de requeacuterir preacutealablement agrave un tel retrait la veacuterification de lrsquoabsencede travaux sur le docircme du reacuteacteur SILOE

Plusieurs eacuteveacutenements lieacutes agrave lrsquoutilisation de canaux neutroniques ont concerneacute lereacuteacteur ORPHEE et le RHF avec une plus forte reacutecurrence pour le RHF srsquoexpliquant parle plus grand nombre drsquoexpeacuteriences de physique qui sont meneacutees simultaneacutement dans cereacuteacteur (40 dans le RHF contre 25 dans ORPHEE) et de leurs dureacutees en moyenne pluscourtes pour le RHF

Figure 107 Eacutevolution des doses maximales drsquoirradiation reccedilues par des opeacuterateurs en mSv (1978 19791980 1985 1990) dans les reacuteacteurs de recherche franccedilais copy Georges GoueacuteIRSN

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Deux eacuteveacutenements de ce type lrsquoun survenu en juin 1989 dans le reacuteacteur ORPHEE ndash quiaurait pu conduire agrave une irradiation accidentelle de personnes ndash lrsquoautre au mois drsquoaoucirct1990 dans le RHF ndash qui a conduit agrave une (faible) irradiation de deux physiciens et de deuxagents drsquoexploitation (dose maximale de lrsquoordre de 20 mSv) ndash meacuteritent drsquoecirctre deacutecrits icicar ils illustrent les difficulteacutes eacutevoqueacutees au paragraphe 723 reacutesultant de la preacutesence deplusieurs populations opeacuterant au sein de reacuteacteurs de recherche agrave savoir drsquoune part lepersonnel drsquoexploitation drsquoautre part les expeacuterimentateurs Ces deux eacuteveacutenements ontconduit les exploitants concerneacutes et lrsquoIPSN agrave mener une analyse approfondie concernant

ndash les dispositions techniques drsquoobturation des laquo faisceaux sortis de neutrons raquo

ndash les facteurs organisationnels et humains

Les dispositions techniques drsquoobturation reposent notamment sur la preacutesencedrsquoobturateurs physiques (un obturateur dit laquo de tecircte raquo placeacute en amont du faisceaude neutrons et un obturateur secondaire298 qui peuvent ecirctre tous les deux detechnologies299 diverses) permettant drsquointerrompre le faisceau de neutrons et de reacutetablirla continuiteacute de la protection biologique du reacuteacteur Ces obturateurs qui constituent deseacuteleacutements importants pour la sucircreteacute font lrsquoobjet de veacuterifications peacuteriodiques Les deuxeacuteveacutenements de 1989 et 1990 ont mis en eacutevidence des deacutefauts dans la conception desobturateurs (obturateur deacuteseacutequilibreacute300 par une petite fuite drsquoair comprimeacute dans le cas dureacuteacteur ORPHEE entraicircnant une ouverture inopineacutee du faisceau obturateur isoleacute [pourdes raisons drsquointerventions] de son alimentation en air comprimeacute dans le cas du RHF drsquoougravelrsquoimpossibiliteacute drsquointerrompre le faisceau) Diverses ameacuteliorations ont eacuteteacute mises en œuvrenotamment sur les circuits drsquoair comprimeacute de commande des obturateurs

En matiegravere de facteurs organisationnels et humains lrsquoeacuteveacutenement survenu dans lereacuteacteur RHF a conduit lrsquoIPSN agrave mener en accord avec lrsquoexploitant sa propre analyseCelle-ci a conduit aux constats suivants

ndash il existait un contexte particulier de situation contrainte pour les physiciens-chercheurs agrave lrsquoInstitut Laue-Langevin qui eacutetaient solliciteacutes par de nombreusesdemandes drsquoexpeacuterimentations en recherche appliqueacutee

ndash trois personnes avaient successivement perseacuteveacutereacute dans une repreacutesentation men-tale erroneacutee du fonctionnement des obturateurs et du rocircle drsquoune clef associeacutee autiroir de commande des obturateurs secondaires malgreacute des alarmes visuelles etsonores jusqursquoagrave ce qursquoune quatriegraveme personne lrsquoagent responsable de la laquo gestion raquodes obturateurs leur fasse prendre conscience de la situation dangereuse danslaquelle ils opeacuteraient La formation des opeacuterateurs sur les systegravemes drsquoobturation

298 Le faisceau de neutrons peut apregraves un obturateur de tecircte ecirctre dirigeacute vers plusieurs canauxchacun drsquoeux eacutetant eacutequipeacute de son propre obturateur dit secondaire

299 Agrave volet agrave barillet agrave bouchon liquide etc300 Il srsquoagissait drsquoobturateurs dits agrave double action dont la membrane eacutetait maintenue en position

fermeacutee par de lrsquoair sous pression de chaque cocircteacute de celle-ci Ils ont eacuteteacute remplaceacutes par desobturateurs agrave ressort et agrave air comprimeacute de sorte qursquoen cas de baisse de la pression de lrsquoair drsquouncocircteacute de la membrane celle-ci soit maintenue en position drsquoobturation par le ressort agissant delrsquoautre cocircteacute

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leurs conditions de fonctionnement les balises et les alarmes associeacutees (visuelles etsonores) apparaissait donc insuffisante

ndash lrsquoexercice des missions incombant agrave la Commission interne de seacutecuriteacute (CIS) eacutetaitalors reacuteduit pour ce qui concerne les dispositifs expeacuterimentaux et les expeacuteriences

Dans le cas du reacuteacteur ORPHEE la concertation entre lrsquoexploitant de ce reacuteacteur et leLaboratoire Leacuteon Brillouin (LLB301) de qui deacutependaient les expeacuterimentateurs eacutetaitapparue perfectible ce qui ne permettait pas au chef drsquoinstallation drsquoexercer clairementses responsabiliteacutes en matiegravere de sucircreteacute pour ce qui concernait les dispositifsexpeacuterimentaux

Les deux eacuteveacutenements ont conduit agrave eacutetendre formellement les responsabiliteacutes enmatiegravere de seacutecuriteacute des personnes et des biens des deux chefs drsquoinstallation concerneacutesaux dispositifs expeacuterimentaux compris agrave lrsquointeacuterieur de leurs installations nucleacuteaires debase et agrave renforcer la formation des opeacuterateurs chargeacutes des dispositifs expeacuterimentaux

Ainsi dans le cas du reacuteacteur ORPHEE une convention signeacutee en septembre 1989entre le chef drsquoinstallation et le LLB a preacuteciseacute les interfaces entre les installations dureacuteacteur et les dispositifs expeacuterimentaux et preacutevu la deacutesignation drsquoun chef drsquoinstallationet drsquoun ingeacutenieur de seacutecuriteacute pour les activiteacutes expeacuterimentales Elle a fixeacute les responsa-biliteacutes respectives de ces derniers et leurs rapports avec le chef de lrsquoinstallation ORPHEELe chef drsquoinstallation des activiteacutes expeacuterimentales a eu la responsabiliteacute de la seacutecuriteacute despersonnes et des biens dans le cadre des regravegles geacuteneacuterales drsquoexploitation du reacuteacteur et aeacuteteacute chargeacute

ndash de la formation des opeacuterateurs impliqueacutes dans les activiteacutes expeacuterimentales

ndash de lrsquoeacutetablissement des consignes correspondantes et de leur bonne application

ndash drsquoun examen de toutes les modifications notables des moyens expeacuterimentauxexistants ou de la mise en œuvre de moyens nouveaux

lrsquoautorisation drsquoexploitation des dispositifs expeacuterimentaux (ou de modifications jugeacuteesimportantes de dispositifs deacutejagrave autoriseacutes) eacutetant conditionneacutee comme pour le RHF agrave unexamen par une Commission interne de seacutecuriteacute

102 Les dispositions de renforcement de la sucircreteacutedes reacuteacteurs de recherche franccedilaisapregraves lrsquoaccident de Fukushima Daiichi

Lrsquoaccident survenu agrave la centrale nucleacuteaire de Fukushima Daiichi le 11 mars 2011 aconduit le Premier ministre franccedilais agrave demander au preacutesident de lrsquoASN le 23 mars 2011de reacutealiser une eacutetude de la sucircreteacute des installations nucleacuteaires en prioriteacute les reacuteacteurseacutelectronucleacuteaires au regard de cet accident Cette eacutetude devait porter sur cinq points les risques drsquoinondation de seacuteisme de perte des alimentations eacutelectriques et de perte

301 Le LLB est une uniteacute mixte de recherche (UMR) associant le CEA et le CNRS

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du refroidissement ainsi que la gestion opeacuterationnelle des situations accidentelles LePremier ministre souhaitait que soit examineacute installation par installation si desameacuteliorations en matiegravere de sucircreteacute eacutetaient neacutecessaires et cela en coheacuterence avecles travaux meneacutes dans le cadre europeacuteen par le groupe ENSREG et lrsquoassociationWENRA Il souhaitait que les premiegraveres conclusions de ces travaux soient preacutesenteacutees agravela fin 2011

Dans le mecircme temps le Conseil europeacuteen a demandeacute agrave lrsquoensemble des pays delrsquoUnion europeacuteenne lors de sa reacuteunion des 24 et 25 mars 2011 la reacutealisation de tests dereacutesistance (stress tests) de leurs reacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires agrave lrsquoeacutegard drsquoeacuteventuellesagressions naturelles (seacuteisme et inondation principalement) drsquoune ampleur deacutepassantles caracteacuteristiques retenues pour la conception des installations (agressions ditesextrecircmes)

Pour reacutepondre agrave la demande du Premier ministre lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire ademandeacute aux exploitants drsquoinstallations nucleacuteaires EDF CEA AREVA et lrsquoInstitut Laue-Langevin par douze deacutecisions en date du 5 mai 2011 de preacutesenter

ndash laquo les dispositions prises lors du dimensionnement de lrsquoinstallation et la conformiteacutede celle-ci aux exigences de conception qui lui sont applicables302

ndash la robustesse de lrsquoinstallation au-delagrave de ce pour quoi elle est dimensionneacutee enidentifiant en particulier drsquoune part les situations qui conduiraient agrave une brusquedeacutegradation de lrsquoaccident (laquo effet falaise raquo) drsquoautre part les mesures permettantdrsquoeacuteviter ces situations

ndash des propositions de renforcement du niveau de sucircreteacute de lrsquoinstallation et delrsquoorganisation en cas de crise raquo

Les eacutetudes meneacutees par les exploitants ont constitueacute les laquo eacutevaluations compleacutemen-taires de sucircreteacute raquo (ECS)

Comme cela a eacuteteacute expliqueacute au paragraphe 732 la conception des reacuteacteurs derecherche franccedilais leur permet en regravegle geacuteneacuterale303 drsquoatteindre rapidement apregraves leurarrecirct un eacutetat ne neacutecessitant pas de circulation drsquoeau forceacutee et peu de moyens drsquoalimenta-tion eacutelectrique (pour la surveillance de lrsquoinstallation des rejets eacuteventuelshellip) De plusleurs inventaires radiologiques sont bien entendu significativement infeacuterieurs agrave ceux quiexistent dans les reacuteacteurs du parc eacutelectronucleacuteaire En revanche il convient de tenircompte des risques speacutecifiques qursquoils preacutesentent (construction dans des zones de sismiciteacutenotable ou en aval de barrages agrave proximiteacute de zones urbaineshellip)

Crsquoest pourquoi des ECS ont eacuteteacute meneacutees pour les reacuteacteurs de recherche selon lecahier des charges deacutefini par lrsquoASN qui reprenait celui qui avait eacuteteacute proposeacute parlrsquoassociation WENRA pour les stress tests des reacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires europeacuteensaugmenteacute drsquoun volet concernant les prestataires des exploitants Des prioriteacutes ont

302 Il srsquoagissait ici de faire un point complet sur ces sujets inteacutegrant les eacuteleacutements et justificationscontenus dans les rapports de sucircreteacute (derniegraveres versions en vigueur) les eacutecarts ou anomaliesdeacutetecteacutes au fil du temps et leur traitement les reacuteexamens de sucircreteacute passeacutes

303 Hormis dans le cas du reacuteacteur Jules Horowitz

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toutefois eacuteteacute eacutetablies en fonction des risques associeacutes agrave ces reacuteacteurs (selon une approchelaquo proportionneacutee raquo)

Concernant les prestataires lrsquoaccident de Fukushima Daiichi a en effet montreacute que lacapaciteacute drsquoun exploitant et le cas eacutecheacuteant de ses prestataires agrave srsquoorganiser pour travailleren condition drsquoaccident grave eacutetait un eacuteleacutement essentiel de la maicirctrise de telles situationsCette capaciteacute agrave srsquoorganiser est eacutegalement un eacuteleacutement essentiel de la preacutevention de telsaccidents de la maintenance des installations et de la qualiteacute de leur exploitation Ainsiles conditions de recours agrave la sous-traitance revecirctent une importance particuliegravere etdoivent permettre agrave lrsquoexploitant de conserver lrsquoentiegravere maicirctrise et lrsquoentiegravere responsabiliteacutede la sucircreteacute de son installation Il est apparu neacutecessaire que cet aspect soit abordeacute dansles eacutevaluations compleacutementaires de sucircreteacute (les sujets qui devaient ecirctre traiteacutes par lesexploitants sont indiqueacutes dans le focus agrave la fin du preacutesent chapitre)

Les ECS ont consisteacute agrave eacutevaluer le comportement des reacuteacteurs de recherche pour desagressions extrecircmes essentiellement seacuteismes et inondations ainsi qursquoen cas de pertetotale des alimentations eacutelectriques ou de la source froide externe304 et agrave la gestiondrsquoaccidents graves cela dans un contexte ougrave tout ou partie des installations drsquoun sitepourrait ecirctre affecteacute de faccedilon durable

Il convient de souligner que lrsquoensemble des ECS meneacutees en France que ce soit pour lesreacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires ou pour les reacuteacteurs de recherche (ou pour drsquoautres typesdrsquoINB) sont agrave placer dans le contexte geacuteneacuteral de la recherche drsquoameacuteliorations de leursucircreteacute qui srsquoappuie sur

ndash la prise en compte du retour drsquoexpeacuterience

ndash des reacuteexamens de sucircreteacute deacutecennaux qui comportent une reacuteeacutevaluation des regravegleset des exigences de sucircreteacute en fonction des avanceacutees des connaissances

De faccedilon geacuteneacuterale bien qursquoils conclurent agrave un dimensionnement suffisant de leursinstallations pour faire face agrave des agressions naturelles plausibles les exploitants dereacuteacteurs de recherche ont eacuteteacute ameneacutes agrave proposer la mise en place de dispositionscompleacutementaires principalement pour augmenter lrsquoautonomie des moyens preacutevus surles sites correspondants pour faire face agrave des situations durables pouvant affecter lerefroidissement agrave long terme du reacuteacteur305 ndash pouvant deacutecouler drsquoune perte drsquoalimen-tations eacutelectriques ndash ou pour renforcer les dispositions de gestion drsquoune crise de grandeampleur

Plus preacuteciseacutement les exploitants des reacuteacteurs de recherche franccedilais ont eacutevalueacute lesmarges disponibles au-delagrave des sollicitations sismiques de reacutefeacuterence306 pour deslaquo eacutequipements essentiels raquo (parfois deacutenommeacutes SSC-cleacutes) en termes de sucircreteacute commeles bacirctiments et les piscines des reacuteacteurs les clapets de convection naturelle les vannes

304 Lrsquoeau provenant de lrsquoexteacuterieur de lrsquoinstallation et pouvant ecirctre utiliseacutee pour lrsquoeacutevacuation de lachaleur deacutegageacutee par le reacuteacteur

305 Par exemple sans moyens de refroidissement particulier lrsquoeacutevaporation progressive de lrsquoeau drsquounepiscine de reacuteacteur conduirait agrave devoir effectuer des apports drsquoeau pour eacuteviter le deacutenoyage ducœur

306 Sollicitations retenues lors des plus reacutecentes reacuteeacutevaluations sismiques

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de seacutecuriteacute des canaux neutroniques Le comportement drsquoeacutequipements susceptibles deconstituer des agresseurs potentiels de ces laquo eacutequipements essentiels raquo a eacutegalement eacuteteacuteexamineacute (les ponts de manutention en particulier)

Lrsquoexpertise des ECS transmises agrave lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire par les exploitants desreacuteacteurs de recherche franccedilais a eacuteteacute reacutealiseacutee par lrsquoIRSN lrsquoASN a eacutegalement solliciteacute lesavis du groupe permanent drsquoexperts pour les reacuteacteurs nucleacuteaires

Les marges estimeacutees par les exploitants des reacuteacteurs de recherche ont conduit lrsquoASNagrave consideacuterer que les installations pouvaient poursuivre leur fonctionnement mais que desameacuteliorations devaient ecirctre mises en œuvre afin de disposer drsquoun laquo noyau dur raquo (voir lefocus ci-apregraves) drsquoeacutequipements particuliegraverement robustes pour faire face agrave des agressionsextrecircmes telles qursquoun seacuteisme (laquo seacuteisme noyau dur raquo [SND] et ses effets induits) La miseen œuvre de ces laquo noyaux durs raquo a eacuteteacute formellement prescrite en 2013 aux exploitantsdes reacuteacteurs de recherche par un certain nombre de deacutecisions de lrsquoASN Ces laquo noyauxdurs raquo doivent viser

ndash laquo agrave preacutevenir un accident grave ou en limiter la progression

ndash agrave limiter les rejets radioactifs massifs

ndash agrave permettre agrave lrsquoexploitant drsquoassurer les missions qui lui incombent dans la gestiondrsquoune crise raquo

par des renforcements approprieacutes de la deacutefense en profondeur

Concernant le dernier point eacutevoqueacute ci-dessus il est en particulier apparu neacutecessairede faccedilon geacuteneacuterale pour les reacuteacteurs de recherche que les dispositions de surveillancepost-accidentelle soient renforceacutees en matiegravere de diagnostic de lrsquoeacutetat de ces reacuteacteurs ensituations extrecircmes notamment pour disposer drsquoune information sur la position desclapets de convection naturelle ou des eacuteleacutements absorbants de seacutecuriteacute

Dans ses deacutecisions de 2013 lrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire a formuleacute des prescriptionsconcernant les situations agrave prendre en compte pour la conception des laquo noyaux durs raquo etparticuliegraverement le seacuteisme laquo noyau dur raquo (SND)

ndash Les situations (dites laquo situations noyau dur raquo) agrave prendre en compte sont

la perte totale des alimentations eacutelectriques nrsquoappartenant pas au laquo noyau dur raquo

la perte totale de la source froide (de refroidissement du reacuteacteur) nrsquoapparte-nant pas au laquo noyau dur raquo

les agressions externes retenues pour le laquo noyau dur raquo

les situations reacutesultant de lrsquoeacutetat de lrsquoinstallation du site et de son environne-ment apregraves une ou des agressions externes retenues pour le laquo noyau dur raquo

ndash Le SND doit

ecirctre enveloppe du seacuteisme majoreacute de seacutecuriteacute (SMS) du site majoreacute de 50

ecirctre enveloppe des spectres deacutefinis de maniegravere probabiliste avec une peacuteriodede retour de lrsquoordre de 20 000 ans

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prendre en compte pour sa deacutefinition les effets de site particuliers et notam-ment la nature des sols

Le concept de laquo noyau dur raquo

Le renforcement de la sucircreteacute drsquoinstallations telles que les reacuteacteurs nucleacuteaires agravela lumiegravere des enseignements tireacutes de lrsquoaccident survenu au mois de mars 2011 agrave lacentrale nucleacuteaire de Fukushima Daiichi a eu pour objectif de limiter autant quepossible les rejets radioactifs agrave court moyen et long termes en cas de survenue drsquouneagression externe drsquoune ampleur extrecircme avec perte durable de sources (sourceseacutelectriques source froide drsquoun site) Il est en effet apparu souhaitable que dans detelles situations une installation nucleacuteaire nrsquoaccroisse pas les difficulteacutes auxquellespourraient deacutejagrave devoir faire face les eacutequipes de secours aux populations En cas decatastrophe naturelle du type de celle survenue au Japon en mars 2011 lrsquoenvironne-ment du site affecteacute serait tregraves fortement deacutegradeacute rendant difficile la mise en œuvredrsquoactions de protection des populations preacutesentes dans le voisinage du site ainsi queagrave plus long terme la gestion des territoires contamineacutes

Ainsi le laquo noyau dur raquo post-Fukushima comprend des dispositions permettantdrsquoassurer lrsquoensemble des fonctions fondamentales de sucircreteacute dans les situationseacutevoqueacutees preacuteceacutedemment (laquo situations noyau dur raquo)

Par ailleurs il est apparu neacutecessaire que le laquo noyau dur raquo soit deacutefini enconsideacuterant la perte de lrsquoensemble des dispositions deacutejagrave mises en œuvre au titrede la deacutefense en profondeur dont la robustesse agrave des agressions naturelles drsquoin-tensiteacutes significativement supeacuterieures agrave celles retenues pour le dimensionnement delrsquoinstallation ne peut geacuteneacuteralement pas ecirctre eacutetablie de faccedilon certaine

Ainsi le laquo noyau dur raquo inclut des dispositions suffisamment robustes pourpreacutevenir autant que possible la fusion de combustible (en cœur ou en piscinedrsquoentreposage)307 dans les situations eacutevoqueacutees preacuteceacutedemment ce qui comprendlrsquoarrecirct de la reacuteaction nucleacuteaire en chaicircne et le maintien du refroidissement ducombustible ainsi que des dispositions visant agrave limiter les rejets de faccedilon agrave reacuteduireles conseacutequences radiologiques en cas de fusion de combustible en termes drsquoeacutetendueet de dureacutee En compleacutement les missions qui incombent agrave lrsquoexploitant en situation decrise doivent pouvoir ecirctre assureacutees Pour cela des dispositions du laquo noyau dur raquodoivent permettre lrsquoaccegraves des eacutequipes de crise aux informations indispensables agravelrsquoappreacuteciation de lrsquoeacutetat des installations et agrave la preacuteparation des interventions sur lesite En cas de rejets radioactifs dans lrsquoenvironnement lrsquoexploitant doit par ailleursecirctre en capaciteacute drsquoeacutevaluer les conseacutequences de ces rejets agrave partir non seulement desdonneacutees disponibles dans les installations mais eacutegalement de mesures reacutealiseacutees danslrsquoenvironnement (mesures meacuteteacuteorologiques mesures de deacutebit de dose et drsquoactiviteacute

307 Principe repris dans les diffeacuterentes deacutecisions de lrsquoASN formuleacutees en 2013 aux exploitants

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radiologique) Ces informations doivent permettre agrave lrsquoexploitant et aux pouvoirspublics de prendre les deacutecisions qui leur incombent respectivement pour assurer laprotection des personnes preacutesentes sur le site et des personnes du public Agrave cet eacutegardil est degraves lors indispensable que le site dispose de moyens de communicationopeacuterationnels avec lrsquoexteacuterieur dans les situations consideacutereacutees

Pour la deacutefinition du laquo noyau dur raquo une attention doit eacutegalement ecirctre porteacutee auxsystegravemes dits laquo systegravemes supports raquo qui permettent le fonctionnement des systegravemesassurant directement les fonctions de sucircreteacute Il srsquoagit notamment des systegravemes deproduction et de distribution eacutelectrique (groupes eacutelectrogegravenes ou batteries tableauxeacutelectriques) de controcircle-commande ou de ventilation (qui assurent le conditionne-ment thermique des locaux) Pour ces systegravemes une indeacutependance et une diversi-fication par rapport aux moyens existants sont rechercheacutes

Pour les installations nucleacuteaires existantes ou dont le projet ou la constructionsont deacutejagrave bien avanceacutes (EPR Flamanville 3 reacuteacteur Jules Horowitz) le laquo noyaudur raquo sera en deacutefinitive constitueacute de structures systegravemes et composants (SSC)existants renforceacutes si besoin afin qursquoils soient opeacuterationnels en cas drsquoagressionextrecircme et de SSC nouveaux

La deacutefinition des laquo niveaux raquo des agressions extrecircmes agrave retenir pour dimen-sionner le laquo noyau dur raquo nrsquoest pas aiseacutee notamment en matiegravere drsquoaleacutea sismique Lesapproches classiques utiliseacutees pour lrsquoeacutevaluation de lrsquoaleacutea sismique ont eacuteteacute compleacute-teacutees en utilisant des meacutethodes probabilistes pour viser notamment des seacuteismesassocieacutes agrave une peacuteriode de retour de 20 000 ans tel que demandeacute par lrsquoASN dans sesprescriptions aux exploitants

Les rapports des eacutevaluations compleacutementaires de sucircreteacute meneacutees par les exploitantseacutetablis selon le plan indiqueacute dans le focus plus loin et inteacutegrant les dispositionscompleacutementaires proposeacutees (laquo noyaux durs raquo en particulier) ont eacuteteacute rendus publics308Il est agrave noter que ces eacutevaluations ont dans certains cas mis en eacutevidence des non-conformiteacutes (mateacuterielles drsquoeacutetudeshellip) relatives agrave des laquo eacuteleacutements essentiels raquo qui devaientdonc ecirctre traiteacutees

Lrsquoeacutevaluation compleacutementaire de sucircreteacute du RHF309 est plus particuliegraverement deacuteve-loppeacutee ci-apregraves compte tenu des speacutecificiteacutes de cette installation en termes de risquessismiques ou drsquoinondation ou encore de proximiteacute urbaine Cette eacutevaluation compleacute-mentaire de sucircreteacute a conduit par exemple agrave la mise en place (eacutechelonneacutee de 2012 agrave 2016)dans cette installation de diffeacuterents moyens conccedilus et dimensionneacutes notamment au SND(voir les figures 108 et 109)

ndash un systegraveme drsquoarrecirct drsquourgence sismique (ARS)

308 Sur le site internet de lrsquoASN309 Rapport RHF ndeg 399 sur le site internet de lrsquoASN

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ndash un circuit de renoyage ultime (CRU) permettant la mise en communication dubloc-pile de faible volume (15 m3) avec la piscine du reacuteacteur de grand volume(500 m3)

ndash un circuit de pompage drsquoeau dans la nappe phreacuteatique (CEN) permettant depallier un eacuteventuel deacutenoyage du cœur du reacuteacteur son deacutebit est de 250 m3h(pour chacune des deux voies) alors que le circuit de refroidissement drsquoeau desecours (CES) installeacute en 2006 a une capaciteacute de seulement 60 m3h

ndash une nouvelle ventilation de sauvegarde du bacirctiment du reacuteacteur (circuit dedeacutegonflage sismique [CDS])

ndash un nouveau poste de gestion de crise (bacirctiment PCS310 3)

ndash des dispositifs speacutecifiques (au PCS 3) de surveillance de quelques paramegravetres-clefsde lrsquoeacutetat de lrsquoinstallation (flux neutronique dans le cœur ndash deux nouvelleschambres de mesure neutronique ont eacuteteacute accrocheacutees au bloc-pile dans la piscineen eau leacutegegravere ndash configuration des clapets de convection naturelle niveaux drsquoeaudans le bloc-pile et dans la piscine mesure de pression dans le hall du reacuteacteur etdans lrsquoespace annulaire situeacute entre les deux enceintes) ndash dont les valeurs seraienteacutegalement transmises automatiquement au centre de crise de lrsquoIRSN311 en casdrsquoaccident

Figure 108 Scheacutema de principe des dispositions compleacutementaires mises en place pour le RHF apregraveslrsquoaccident de Fukushima Daiichi copy Georges GoueacuteIRSN

310 Poste de controcircle et secours311 Pour conforter le diagnostic de lrsquoinstallation avec lrsquoexploitant (dans le cadre de la mise en œuvre de

la deacutemarche 3D-3P eacutevoqueacutee au paragraphe 77)

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Ces systegravemes en grande majoriteacute redondants312 et automatiques sont alimenteacuteseacutelectriquement par des groupes eacutelectrogegravenes de sauvegarde implanteacutes dans le nouveaubacirctiment PCS 3 qui a eacuteteacute conccedilu non seulement pour reacutesister aux agressions extrecircmesconsideacutereacutees pour le site du RHF (SND eacutequivalent agrave deux fois le SMS dans les freacutequencesdrsquointeacuterecirct) mais aussi agrave la rupture de barrages situeacutes en amont (le PCS 3 est sureacuteleveacute agrave unehauteur de six megravetres au-dessus de la plateforme du site du RHF) Ils sont pleinementopeacuterationnels depuis 2016

Concernant lrsquoarrecirct drsquourgence sismique (ARS) il convient de mentionner que lecontrocircle-commande du systegraveme de protection du reacuteacteur avait deacutejagrave eacuteteacute adapteacute pour

Figure 109 Trois dispositions retenues pour le RHF apregraves lrsquoaccident de Fukushima Daiichi toutesconccedilues et dimensionneacutees au seacuteisme et agrave lrsquoinondation extrecircmes en haut agrave gauche apparaicirct notammentle coude drsquoarriveacutee dans la piscine du circuit CEN copy IRSN en haut agrave droite la chemineacutee du CDS situeacutee surle docircme de lrsquoenceinte meacutetallique copy ILL en bas la salle de gestion de crise au PCS 3 copy Jean-Marie HuronSignaturesIRSN

312 Il nrsquoy a qursquoun seul PCS 3

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que la chute des barres de seacutecuriteacute313 intervienne automatiquement en cas de sollici-tations sismiques en reacuteglant le seuil de deacuteclenchement agrave 001 g314 Il a eacuteteacute entiegraverementrefait pour le rendre indeacutependant des autres protections du reacuteacteur et il a eacuteteacute qualifieacute auseacuteisme laquo noyau dur raquo Cette disposition assure la chute des barres de seacutecuriteacute mecircme encas de seacuteisme sans phase de faibles mouvements (ondes de compression dites ondes P)avant la phase des mouvements forts (ondes de cisaillement dites ondes S)

Toujours pour le RHF lrsquoexploitant a eacutetudieacute deux situations de rupture de barrage(s)situeacute(s) en amont sur le Drac et leur impact possible sur les laquo eacutequipements essentiels raquo ilsrsquoagit

ndash de la rupture du barrage de Monteynard celle-ci pouvant entraicircner la rupture dubarrage de Notre-Dame-de-Commiers situeacute en aval

ndash de la rupture de tous les barrages situeacutes sur le Drac qui conduit agrave la cote la pluseacuteleveacutee physiquement possible agrave Grenoble

Ces eacutetudes ont conduit lrsquoexploitant agrave prendre en compte une hauteur hypotheacutetiquede six megravetres drsquoeau sur la plateforme du RHF La conception du nouveau bacirctiment degestion de crise (PCS 3) en a tenu compte Les grandes ouvertures du bacirctiment dureacuteacteur (portes-camionshellip) ont eacuteteacute renforceacutees de telle sorte qursquoelles puissent reacutesister auSND et agrave une hauteur drsquoeau de six megravetres sur le site en conservant une eacutetancheacuteiteacutesuffisante de faccedilon agrave eacuteviter des entreacutees massives drsquoeau dans ce bacirctiment

Pour la deacutefinition drsquoun seacuteisme laquo noyau dur raquo (SND) la question des effets de site sepose particuliegraverement pour le RHF ce reacuteacteur eacutetant implanteacute dans une valleacutee alluvion-naire (la hauteur des alluvions au-dessus du rocher est drsquoenviron 700 m elles sontcomposeacutees en partie drsquoargile) Crsquoest pourquoi lrsquoexploitant srsquoest impliqueacute degraves les anneacutees2000 dans des travaux drsquoeacutetudes et recherches sur les effets de site (projet CASHIMA etplus reacutecemment projet SIGMA315) et a fait reacutealiser des mesures (de type cross hole316)ainsi que des simulations numeacuteriques agrave deux dimensions en vue de mieux appreacutecier ceseffets de site Les coefficients multiplicatifs appliqueacutes aux spectres ndash preacutealablementeacutetablis sans prendre en compte les effets de site ndash sont compris entre 13 (pour lesfreacutequences supeacuterieures agrave 3 Hz) et 2 (pour les freacutequences infeacuterieures agrave 03 Hz)Lrsquoacceacuteleacuteration maximale du sol agrave freacutequence infinie (PGA) du SND est de 06 g agrave compareragrave une valeur voisine de 03 g retenue lors de la reacuteeacutevaluation sismique du deacutebut des anneacutees

313 Il srsquoagit de cinq barres absorbantes situeacutees dans la zone du reacuteflecteur en dehors de lrsquoeacuteleacutementcombustible constituant le cœur du reacuteacteur dans lequel coulisse la barre de pilotage

314 La valeur du seuil de deacuteclenchement drsquoun arrecirct drsquourgence est choisie infeacuterieure au PGA afin dedisposer drsquoun temps suffisant pour la mise en œuvre de cet arrecirct drsquourgence Une valeur de 001 gest typiquement atteinte lors de lrsquoarriveacutee des ondes sismiques primaires (ondes P) desacceacuteleacuterations du niveau des PGA (quelques dixiegravemes de g) sont deacutetecteacutees plusieurs secondesapregraves au moment de lrsquoarriveacutee des ondes S qui sont les plus dommageables pour les eacutequipements

315 Voir lrsquoouvrage laquo Eacutetat des recherches dans le domaine de la sucircreteacute des reacuteacteurs agrave eau sous pression raquoCollection sciences et techniques IRSNEDP Sciences 2017 De nombreux partenaires europeacuteensindustriels et organismes de recherche y compris des universiteacutes sont impliqueacutes dans ces deuxprojets

316 Mesures de la vitesse des ondes de cisaillement agrave 30 m de profondeur ndash voir le mecircme ouvrage

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2000 Finalement dans les freacutequences drsquointeacuterecirct pour les structures systegravemes etcomposants le SND pour le RHF est deux fois supeacuterieur au SMS issu de la reacuteeacutevaluationsismique effectueacutee au deacutebut des anneacutees 2000

Les laquo eacutequipements essentiels raquo ont fait lrsquoobjet drsquoune veacuterification de leur tenuesismique au SND (ponts et portiques de manutention vannes de seacutecuriteacute des canauxneutroniqueshellip) y compris par des essais reacutealiseacutes sur table vibrante Cela a conduitlrsquoexploitant agrave reacutealiser drsquoores et deacutejagrave des renforcements

ndash du portique de manutention des hottes agrave combustible

ndash de gros eacutequipements proches de la margelle de la piscine (laquo source froide raquoverticalehellip)

ndash du poste drsquoentretien des hottes (agresseur potentiel de lrsquoenceinte deconfinement)

ndash des grandes ouvertures dans le bacirctiment du reacuteacteur (porte agrave camionhellip)

Lrsquoexploitant du RHF a eacuteteacute ameneacute agrave apporter quelques eacutevolutions au laquo noyau dur raquo telqursquoinitialement preacutevu Ces eacutevolutions ont concerneacute en particulier le traceacute drsquoimplantationdu systegraveme de ventilation ultime le cheminement des cacircbles pour qursquoils ne soient pasemporteacutes en cas drsquoinondation extrecircme (ils sont enterreacutes agrave 5 megravetres de profondeur) laprise en compte des risques chimiques lieacutes agrave lrsquoenvironnement du site le PCS 3 est ainsiconccedilu pour ecirctre habitable et opeacuterationnel en cas drsquoaccident impliquant un rejet dephosgegravene en provenance de la plateforme chimique de Pont de Chaix (systegraveme deventilationfiltration adapteacute)

Comme cela a eacuteteacute indiqueacute preacuteceacutedemment le principe de laquo bloc-eau raquo a eacuteteacute adopteacutepour la conception des reacuteacteurs du CEA tels qursquoOSIRIS ORPHEE ou le reacuteacteur JulesHorowitz ce qui constitue une option de conception favorable pour le refroidissement dureacuteacteur en assurant le maintien dans le reacuteacteur drsquoun volume drsquoeau suffisant en cas defuite hors du bloc-pile drsquoune portion de tuyauterie du circuit de refroidissement du cœurToutefois il nrsquoest pas possible drsquoexclure totalement en situations extrecircmes une pertedrsquoeacutetancheacuteiteacute de locaux ou casemates dans lesquels sont situeacutees ces portions detuyauteries mecircme si des marges existent dans le dimensionnement de ces locaux oucasemates317

Pour les reacuteacteurs en exploitation (ORPHEE CABRIhellip) diffeacuterentes dispositionscompleacutementaires ont eacuteteacute proposeacutees par le CEA groupes eacutelectrogegravenes suppleacutementairesdispositifs drsquoappoint alimenteacutes en eau par des moyens mobiles moyens de mesurecompleacutementaires (niveaux drsquoeauhellip) panneaux de repli permettant une surveillance desinstallations apregraves une agression extrecircme Par ailleurs des dispositions renforceacutees ont eacuteteacuteprogrammeacutees entre 2015 et 2018 pour permettre une gestion de crise efficace mecircme ensituation extrecircme (mises en place drsquoeacutequipes de reconnaissance des installations apregraves uneagression extrecircme renforcement ou creacuteation de locaux abritant des eacutequipements etsystegravemes qui pourraient ecirctre utiliseacutes en situation extrecircme)

317 Dimensionneacutes au SMS

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Pour ce qui concerne le reacuteacteur Jules Horowitz lrsquoeacutevaluation compleacutementaire desucircreteacute318 a eacuteteacute meneacutee par le CEA sur la base de lrsquoeacutetat de la conception de ce reacuteacteur en2011 Des dispositions de diverses natures ont eacuteteacute retenues pour la poursuite du projettelles que

ndash lrsquointroduction de marges de dimensionnement suppleacutementaires pour certainseacutequipements (ancrages des racks drsquoentreposage du combustible neuf galets etvoies de roulement de la passerelle passant au-dessus de la piscine du reacuteacteurhellip)En outre des dispositifs de mesure (position des clapets de convection naturelleniveaux drsquoeau dans les piscines et tempeacuterature de lrsquoeau de la piscine du reacuteacteur)ont eacuteteacute retenus comme eacutequipements laquo noyau dur raquo

ndash la deacutecision de disposer en plus des groupes eacutelectrogegravenes de sauvegarde et despossibiliteacutes de reacutealimentation eacutelectrique par un groupe mobile du centre deCadarache drsquoun groupe drsquoultime secours (GUS) agrave demeure qualifieacute en tantque laquo noyau dur raquo (installeacute notamment sur une plateforme non inondable)

ndash la creacuteation de deux piquages sur les circuits de reacutefrigeacuteration de sauvegarde (RUS)pour permettre une alimentation en eau froide par des moyens externes (camionsciternes eacutequipeacutes drsquoune pompe autonome)

ndash lrsquoentreposage drsquoun volume drsquoeau suffisant dans les capaciteacutes de vidange despiscines pour pouvoir assurer un appoint drsquoeau de secours dans ces piscines avecun dimensionnement au seacuteisme laquo noyau dur raquo (SND) du circuit permettant cetappoint

ndash lrsquoajout drsquoun dispositif drsquoarrecirct drsquourgence du reacuteacteur en cas de deacutetection sismique

Sujets traiteacutes dans les rapports relatifs aux eacutevaluationscompleacutementaires de sucircreteacute meneacutees par les exploitants apregraveslrsquoaccident de la centrale nucleacuteaire de Fukushima Daiichi

Les rapports relatifs aux eacutevaluations compleacutementaires de sucircreteacute (ECS) ont eacuteteacutereacutedigeacutes selon le plan geacuteneacuterique suivant

ndash caracteacuteristiques de lrsquoinstallation et son eacutetat actuel

ndash identification des risques drsquoeffet falaise et des structures et eacutequipementsessentiels

318 Dossier rendu public sur le site de lrsquoASN laquo Reacuteacteur Jules Horowitz ndash Eacutevaluation compleacutementairede la sucircreteacute au regard de lrsquoaccident survenu agrave la centrale de Fukushima I raquo (CEADENCADDIRCSN DO 575 130911)

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Lrsquoeffet falaise est deacutefini commeune alteacuterationbrutaleducomportement drsquouneinstallation que suffit agrave provoquer une leacutegegravere modification du sceacutenarioenvisageacute pour un accident dont les conseacutequences sont alors fortementaggraveacutees319

ndash seacuteismes aleacuteas consideacutereacutes (lors des eacutetudes de conception puis lors desreacuteeacutevaluations de sucircreteacute) quantification des marges

ndash inondations externes aleacuteas consideacutereacutes (lors des eacutetudes de conceptionpuis lors des reacuteeacutevaluations de sucircreteacute) quantification des marges

ndash autres pheacutenomegravenes naturels extrecircmes

ndash perte des alimentations eacutelectriques et perte des systegravemes derefroidissement

ndash gestion des accidents graves

ndash conditions de recours aux entreprises prestataires

champ des activiteacutes concerneacutees avec les justifications associeacutees

modaliteacutes de choix des prestataires exigences en matiegravere de quali-fication formation agrave la sucircreteacute nucleacuteaire et agrave la radioprotectionhellip

dispositions prises pour permettre des conditions drsquointerventionsatisfaisantes pour les entreprises prestataires organisation mise enœuvre pour la radioprotection des intervenants

modaliteacutes de surveillance des activiteacutes sous-traiteacutees en particulier lamaniegravere dont lrsquoexploitant continue drsquoassurer sa responsabiliteacute enmatiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire et de radioprotection

ndash synthegravese incluant drsquoeacuteventuelles propositions de dispositionscompleacutementaires

319 JORF ndeg 0125 du 31 mai 2012

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Chapitre 11Aperccedilus sur quelques logiciels

de simulation utiliseacutes pour des eacutetudesen support agrave la conception

et aux analyses de sucircreteacute des reacuteacteursde recherche franccedilais

La conception ou les modifications des reacuteacteurs de recherche ou de leurs dispositifsexpeacuterimentaux (y compris les modifications des cœurs) de mecircme que la deacutemonstrationde leur sucircreteacute ndash y compris lors de reacuteeacutevaluations de sucircreteacute ndash srsquoappuient sur des eacutetudesreacutealiseacutees le plus souvent avec des logiciels de simulation320 dans divers domaines neutronique ou criticiteacute (cœurs et zones deacutedieacutees agrave lrsquoentreposage de combustibles)thermohydraulique (cœurs circuits de refroidissement) meacutecanique des structures(structures meacutetalliques ouvrages de geacutenie civil)hellip Au premier chef ce sont les exploitants(CEA Institut Laue-Langevin) qui reacutealisent de telles eacutetudes mais lrsquoIRSN peut eacutegalementecirctre ameneacute agrave en reacutealiser lors de son expertise des dossiers transmis par ces exploitants agravelrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire

La validation drsquoun logiciel de simulation est bien entendu un aspect important enamont de son utilisation pour les eacutetudes Aussi dans le cadre drsquoune deacutemonstration desucircreteacute ndash ou de lrsquoexpertise drsquoune telle deacutemonstration ndash la capaciteacute de chaque logiciel de

320 Lrsquoexpression laquo code de calcul raquo est aussi utiliseacutee

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simulation agrave repreacutesenter correctement ou de maniegravere conservative les pheacutenomegravenesphysiques mis en jeu doit ecirctre preacutealablement eacutetablie

Agrave cet eacutegard le paragraphe 83 relatif agrave lrsquoaccident de reacutefeacuterence dit BORAX preacutesente desexemples drsquoessais globaux agrave caractegravere deacutemonstratif reacutealiseacutes dans des reacuteacteurs ou sur desmaquettes pour conforter certaines eacutevaluations faites par le calcul Ce type de veacuterifica-tion peut en effet ecirctre souhaitable voire indispensable dans les cas ougrave les eacutevaluationsfaites par le calcul sont sujettes ou aboutissent agrave des incertitudes trop importantes (ycompris du fait de simplifications de modeacutelisation) ou lorsque les logiciels nrsquoont faitlrsquoobjet que drsquoune validation seacutepareacutee de leurs diffeacuterents modegraveles physiques

Il convient aussi de rappeler ici lrsquoimportance toute particuliegravere pour un nouveaureacuteacteur (ou pour un reacuteacteur ayant fait lrsquoobjet de modifications substantielles) desessais de deacutemarrage (ou de redeacutemarrage) reacutealiseacutes par lrsquoexploitant sur diffeacuterents mateacuterielsou systegravemes pour srsquoassurer autant que cela est possible321 qursquoils sont aptes agrave remplir lesmissions pour lesquelles ils ont eacuteteacute conccedilus avec les performances attendues issues deseacutetudes de conception fondeacutees en grande partie sur lrsquoutilisation de logiciels de simulation

Quelques-uns des logiciels utiliseacutes322 dans des versions ameacutelioreacutees au fil du temps etde leurs utilisations les plus notables323 pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais sontdeacutecrits succinctement ci-apregraves Cette description se limite pour lrsquoessentiel aux possibiliteacutesoffertes par ces logiciels au contexte et aux buts des eacutetudes pour lesquelles ils sontutiliseacutes ainsi qursquoagrave certains aspects concernant les modeacutelisations et les preacutecautions agraveprendre pour obtenir une confiance satisfaisante dans les reacutesultats obtenus ndash recalagessur des expeacuteriences ou comparaison de diffeacuterents logiciels

Un certain nombre de ces logiciels ont eacuteteacute initialement deacuteveloppeacutes pour les reacuteacteursde puissance (par exemple FLICA CATHARE SIMMER) Des adaptations ont eacuteteacute reacutealiseacuteespour leur utilisation pour des reacuteacteurs de recherche (en particulier pour les reacuteacteursutilisant des combustibles agrave base drsquouranium et drsquoaluminium sous formes de plaques avecde lrsquoeau lourde comme fluide caloporteur ou modeacuterateurhellip) Par ailleurs des couplagesreacutealiseacutes entre logiciels de neutronique et de thermohydraulique de cœurs et de circuits dereacuteacteurs peuvent ecirctre utiliseacutes324 tels que CRONOS-FLICA CRONOS-CATHARE ouencore CRONOS-FLICA-CATHARE ndash ce dernier couplage constituant la chaicircne HEMERA(Highly Evolutionary Methods for Extensive Reactor Analysis325)

Il peut enfin ecirctre souligneacute que la complexiteacute des cœurs de reacuteacteurs de rechercheassociant eacuteleacutements combustibles standards eacuteleacutements combustibles pouvant contenir enpartie des absorbants neutroniques eacuteleacutements absorbants en cœur ou agrave sa proximiteacutedispositifs expeacuterimentaux tregraves divers dans diffeacuterents emplacements du cœur ou de sa

321 En effet il nrsquoest pas envisageable de provoquer des situations accidentelles pour srsquoassurer du bonfonctionnement des eacutequipements ayant pour rocircle de les maicirctriser

322 Voir notamment lrsquoouvrage laquo La neutronique raquo monographie de la Direction de lrsquoeacutenergienucleacuteaire du CEA eacutedition Le Moniteur 2013

323 Les utilisations dont il est fait eacutetat dans ce chapitre ont fait lrsquoobjet de publications324 Bien que reacutealiseacutes pour les reacuteacteurs agrave eau sous pression certains de ces couplages ont eacuteteacute ou

peuvent ecirctre utiliseacutes pour certains reacuteacteurs de recherche drsquoautres neacutecessitant des adaptations325 Meacutethodes hautement eacutevolutives pour une analyse approfondie des reacuteacteurs

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peacuteripheacuterie (par exemple des boucles pouvant ecirctre refroidies par des fluides diffeacuterents decelui servant au refroidissement du cœur dans lequel elles sont installeacutees comme dusodium liquide) appelle naturellement lrsquoutilisation de logiciels de simulation relativementsophistiqueacutes en matiegravere notamment de neutronique La deacutecouverte en 2004 drsquoune fusiondans des crayons du cœur nourricier du reacuteacteur CABRI (paragraphe 1012) qui a eu pourorigine une sous-estimation des tempeacuteratures atteintes dans les crayons concerneacutesconfirme cette complexiteacute

Neutronique

ndash APOLLO ce logiciel326 de simulation en deux dimensions (2D) dans le domainede la neutronique fondeacute sur la theacuteorie du transport des neutrons (eacutequation deBoltzmann) en eacutetat stable (stationnaire) mais pouvant simuler le laquo burn-up327 raquodu combustible (calcul dit drsquoeacutevolution) pouvant prendre en compte un grandnombre de groupes drsquoeacutenergie des neutrons (300 pour des calculs usuels) estprincipalement utiliseacute pour deacuteterminer les laquo bibliothegraveques raquo de sections effica-ces328 pouvant ensuite ecirctre utiliseacutees avec le logiciel CRONOS preacutesenteacute ci-apregraves Ilsrsquoagit de laquo bibliothegraveques raquo multi parameacutetreacutees de sections efficaces (les paramegravetrespouvant ecirctre la tempeacuterature la densiteacute drsquoeauhellip) laquo condenseacutees raquo en quelquesgroupes drsquoeacutenergie et homogeacuteneacuteiseacutees dans les laquo cellules raquo choisies pour larepreacutesentation du systegraveme eacutetudieacute (un assemblage un crayon ou une plaqueune pastillehellip) Dans le principe329 APOLLO (2) permet aussi de deacuteterminer lesbilans neutroniques drsquoun cœur (production de neutrons par fission absorptions etfuites) avec les paramegravetres neutroniques drsquointeacuterecirct (bilans neutroniques tels que lefacteur de multiplication effectif des neutrons keff paramegravetres cineacutetiques ndash tempsde vie des neutrons production de neutrons retardeacutes ndash contre-reacuteactions neu-troniques efficaciteacute des absorbantshellip)

ndash CRONOS ce logiciel de simulation en trois dimensions de la neutronique drsquouncœur de reacuteacteur reacutesout soit lrsquoeacutequation du transport soit lrsquoeacutequation de la diffusionen utilisant la meacutethode des eacuteleacutements finis agrave plusieurs groupes drsquoeacutenergie desneutrons (deux groupes sont suffisants pour les calculs courants) Il permet dedeacuteterminer la distribution en trois dimensions de la puissance dans le cœur ainsique les eacutevolutions temporelles de cette puissance lors de transitoires incidentelsou accidentels les efficaciteacutes des absorbants neutroniques Le logiciel CRONOSpeut eacutegalement simuler le laquo burn-up raquo du combustible (calcul dit drsquoeacutevolution) Lessections efficaces neacutecessaires au calcul proviennent de calculs reacutealiseacutes avec lelogiciel APOLLO et sont introduites comme donneacutees drsquoentreacutee CRONOS est uncode multi filiegravere rien dans son organisation ou sa structure ne preacutejuge du type dereacuteacteur agrave calculer De ce fait des scheacutemas de calcul utilisant CRONOS (2) ont eacuteteacute

326 Dans le domaine de la neutronique les expressions laquo logiciel raquo et laquo scheacutema de calcul raquo sont agravedistinguer un laquo scheacutema de calcul raquo deacutesigne la seacutequence de modegraveles physiques associeacutee agrave unelaquo bibliothegraveque raquo bien deacutefinie de sections efficaces

327 Consommation de combustible du fait de lrsquoirradiation328 Les sections efficaces constituent des indicateurs de la probabiliteacute drsquointeraction entre les neutrons

et la matiegravere probabiliteacute deacutependant de lrsquoeacutenergie des neutrons329 Calcul tregraves complexe avec la version 2 drsquoAPOLLO il sera plus aiseacute avec la version 3

Aperccedilus sur quelques logiciels de simulation utiliseacutes pour des eacutetudes en support agrave la conception 237

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constitueacutes (notamment en termes de maillage) pour de tregraves nombreux reacuteacteursincluant des reacuteacteurs de recherche (figure 111)

ndash MCNP ce logiciel de simulation en geacuteomeacutetrie tridimensionnelle deacuteveloppeacute par leLos Alamos National Laboratory est historiquement le premier logiciel desimulation fondeacute sur la theacuteorie du transport de particules et la meacutethode deMonte-Carlo (Monte Carlo N-Particule transport code) Le logiciel MCNP permetde traiter de nombreux types de particules (neutrons eacutelectrons photonshellip) Ilest utiliseacute dans de nombreux domaines outre la physique des reacuteacteurspeuvent ecirctre citeacutees la radioprotection la dosimeacutetrie la criticiteacute ou encore laphysique meacutedicale

Pour un cœur de reacuteacteur le principe du logiciel consiste agrave suivre lrsquohistoire dechaque neutron dans le systegraveme eacutetudieacute de sa naissance (source externe neutronde fissionhellip) agrave sa mort (capture par un noyau ou fuite hors du systegraveme) Avec lelogiciel MCNP le choix est geacuteneacuteralement fait drsquoutiliser un spectre continudrsquoeacutenergie des neutrons mais un spectre discreacutetiseacute peut aussi ecirctre utiliseacute Si lelogiciel MCNP peut simuler le laquo burn-up raquo du combustible (calcul dit drsquoeacutevolution)il nrsquoest pas apte (comme les autres logiciels de type Monte Carlo deacutecrits ci-apregravesen lrsquoeacutetat actuel de leur deacuteveloppement) agrave simuler des transitoires sur un reacuteacteurles contre-reacuteactions neutroniques nrsquoeacutetant pas correacuteleacutees agrave la tempeacuterature

Figure 111 De la geacuteomeacutetrie reacuteelle du cœur du reacuteacteur Jules Horowitz (en haut agrave gauche) au deacutecoupageen macro eacuteleacutements hexagonaux (en haut agrave droite) et au maillage en eacuteleacutements finis isoparameacutetriques (enbas) reacutealiseacute par le CEA pour le calcul avec le logiciel CRONOS (2) de la distribution de puissance dans lecœur (source monographie du CEA) copy DR

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Lrsquohistoire de chaque neutron deacutepend de ses interactions avec la matiegravere La distanceparcourue par le neutron entre deux collisions les noyaux impliqueacutes et les typesdrsquointeraction sont des paramegravetres eacutechantillonneacutes aleacuteatoirement en utilisant desreacutesultats expeacuterimentaux regroupeacutes dans des laquo bibliothegraveques raquo de donneacuteesnucleacuteaires Ainsi en multipliant le suivi de nombreux neutrons on peut simulerle comportement naturel du systegraveme et calculer des valeurs numeacuteriques approcheacuteesde certains paramegravetres neutroniques du cœur (bilans tels que le keff coefficients decineacutetique mais pas les contre-reacuteactions deacutependant de la tempeacuterature) Ce type decalcul reposant sur les probabiliteacutes il est neacutecessaire de faire de nombreux tiragesaleacuteatoires pour reacuteduire lrsquoincertitude statistique330 Certains calculs peuvent durerplusieurs mois drsquoougrave lrsquointeacuterecirct drsquoutiliser des calculateurs puissants La repreacutesentationgeacuteomeacutetrique du systegraveme eacutetudieacute repose sur une description geacuteomeacutetrique preacutecise dela surface drsquoobjets deacutefinis en fonction du problegraveme agrave traiter et qui peuvent ecirctre detailles tregraves diffeacuterentes (allant drsquoune zone drsquoun cœur agrave une pastille de combustible parexemple) repreacutesentation dite de type surfacique Ainsi le logiciel MCNP peut ecirctreutiliseacute pour des calculs preacutecis de neutronique

ndash TRIPOLI (TRIdimensionnel POLYcineacutetique) ce logiciel de simulation en geacuteomeacutetrietridimensionnelle deacuteveloppeacute par le CEA depuis les anneacutees 1960 reacutesout par lameacutethode de Monte-Carlo lrsquoeacutequation du transport coupleacute des neutrons et desphotons ces derniers reacutesultant des reacuteactions nucleacuteaires induites par les neutrons(fission ou capture ndash les photons se traduisent par le rayonnement γ) De la mecircmemaniegravere qursquoavec le logiciel MCNP le choix est geacuteneacuteralement fait avec TRIPOLIdrsquoutiliser un spectre continu drsquoeacutenergie des neutrons mais un spectre discreacutetiseacutepeut aussi ecirctre utiliseacute Le logiciel TRIPOLI peut simuler le laquo burn-up raquo ducombustible (calcul dit drsquoeacutevolution) mais pour la mecircme raison que dans lecas de MCNP il ne peut simuler des transitoires sur un reacuteacteur Avec TRIPOLI lesystegraveme eacutetudieacute peut ecirctre traiteacute par une deacutefinition de surfaces (comme dans le casde MCNP) ou selon un mode combinatoire de volumes (lrsquoutilisateur speacutecifiantalors le type de volumes et le lien entre les volumes) Ses domaines drsquoapplicationprivileacutegieacutes sont la physique des cœurs de reacuteacteurs la criticiteacute et la radioprotec-tion Le logiciel TRIPOLI est tregraves utiliseacute en France pour des calculs preacutecis deneutronique (calculs dits eacutetalons)

Exemples drsquoutilisation

Le CEA utilise le logiciel TRIPOLI pour des eacutetudes de neutronique de ses reacuteacteursde recherche (reacuteacteur CABRI reacuteacteur Jules Horowitzhellip) Il a eacutegalement utiliseacuteTRIPOLI (4) parallegravelement avec APOLLO (2)331 pour examiner lrsquoimpact drsquouncombustible UMo sur la dureacutee du cycle et sur les performances du reacuteacteur agravehaut flux de lrsquoInstitut Laue-Langevin

ndash MORET ce logiciel de simulation deacuteveloppeacute par lrsquoIRSN depuis les anneacutees 1970calcule le transport des neutrons par la meacutethode de Monte Carlo Il est

330 Lrsquoincertitude statistique sur le reacutesultat drsquoun calcul est donneacutee par le theacuteoregraveme de la limite centrale lrsquoeacutecart-type sur le reacutesultat est proportionnel agrave lrsquoinverse de la racine carreacute du nombre de neutronssimuleacutes

331 Ouvrage du CEA citeacute au nota 322

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geacuteneacuteralement utiliseacute avec un spectre discreacutetiseacute en eacutenergie des neutrons Larepreacutesentation geacuteomeacutetrique est moins deacutetailleacutee que ce qursquoil est possible de faireavec des outils de maillage associeacutes agrave MCNP et TRIPOLI Le logiciel MORETpermet pour des systegravemes complexes agrave trois dimensions contenant des matiegraveresfissiles de deacuteterminer les principales grandeurs suivantes (hormis les contre-reacuteactions correacuteleacutees agrave la tempeacuterature) le facteur de multiplication effectif desneutrons (keff) le flux neutronique les taux de reacuteaction (fission absorptiondiffusion) dans les diffeacuterents volumes les fuites de neutrons hors du systegraveme et lesparamegravetres cineacutetiques du systegraveme (proportion de neutrons retardeacutes et leurstemps de geacuteneacuteration dureacutees de vie des neutronshellip) La modeacutelisation geacuteomeacutetriquedu systegraveme eacutetudieacute est traiteacutee selon le mode combinatoire de volumes Le logicielest plus particuliegraverement utiliseacute pour lrsquoeacutetude des risques de criticiteacute dans lesinstallations nucleacuteaires (crsquoest-agrave-dire lrsquoapparition drsquoune reacuteaction en chaicircne nonmaicirctriseacutee en dehors des cœurs de reacuteacteurs en fonctionnement) dans sonlaquo environnement raquo deacutenommeacute CRISTAL332 qui propose diffeacuterents jeux de donneacutees(et drsquoautres logiciels tels que APOLLO (2) et TRIPOLI (4))

Le logiciel MORET est principalement utiliseacute par lrsquoIRSN pour ses expertisesconcernant les risques de criticiteacute dans les installations du cycle du combustibleMais depuis une dizaine drsquoanneacutees lrsquoIRSN lrsquoutilise aussi pour les reacuteacteurs commece fut le cas pour une eacutetude destineacutee agrave tirer les enseignements drsquoune erreur dechargement de combustible survenue en 2001 dans le reacuteacteur ndeg 4 de la centralenucleacuteaire de production drsquoeacutelectriciteacute situeacutee agrave Dampierre (deacutepartement du Loiret)Au deacutebut des anneacutees 2010 lrsquoIRSN a eacutegalement utiliseacute MORET (5) pour simuler desessais reacutealiseacutes dans les anneacutees 1960 dans le reacuteacteur ameacutericain SPERT qui visaientagrave eacutetudier la reacuteponse drsquoun cœur de reacuteacteur agrave des insertions de reacuteactiviteacute pareacutechelons successifs Cette simulation a eacuteteacute meneacutee dans le cadre drsquoune inter-comparaison de logiciels de simulation organiseacutee par lrsquoAIEA (concernant lesmeacutethodes innovantes pour les reacuteacteurs de recherche333) qui visait agrave appreacutecierlrsquoaptitude de diffeacuterents logiciels de simulation (utiliseacutes dans le cadre de laconception de reacuteacteurs de leur deacutemonstration de sucircreteacute ou de lrsquoexpertise decette deacutemonstration) agrave reproduire un certain nombre de mesures faites direc-tement sur diffeacuterents cœurs de reacuteacteurs de recherche de natures neutroniqueet thermohydraulique Le logiciel de simulation MORET (5) a notammentpermis334 de reproduire la reacutepartition radiale de la puissance dans les

332 Le formulaire CRISTAL est deacuteveloppeacute et qualifieacute dans le cadre drsquoune collaboration entre lrsquoIRSN leCEA AREVA-NC (Orano) et AREVA-NP (Framatome) Cet ensemble comprend des laquo biblio-thegraveques raquo de donneacutees nucleacuteaires des proceacutedures de calcul des logiciels de simulation et des outilsdrsquointerface Sa vocation est drsquoeacutevaluer les conditions de criticiteacute des installations nucleacuteaires et desemballages de transport de matiegraveres fissiles

333 IAEA Coordinated Research Project 1496 (2008-2013) Innovative Methods in Research ReactorAnalysis Publication finale en preacuteparation

334 Voir la communication de lrsquoIRSN agrave la confeacuterence TOPSAFE 2012 Interpretation of reactivityaccident transient on research reactors on example of SPERT-IV-D 1225 Benchmark Ivanov EMaas L Eacutecrabet F

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assemblages du cœur SPERT-IV-D 1225 (voir la figure 112) qui a eacuteteacute utiliseacuteeensuite pour des calculs drsquoeacutechauffement de ces assemblages avec le logicielCESAR du logiciel ASTEC (voir plus loin)

En 2008 dans le cadre de la reacuteeacutevaluation de lrsquoaccident de type BORAX pour lereacuteacteur ORPHEE le CEA avait consideacutereacute que les insertions de reacuteactiviteacuteenveloppes qursquoil estimait envisageables pour ce reacuteacteur nrsquoeacutetaient pas denature agrave conduire agrave une interaction agrave caractegravere explosif de combustible fonduavec lrsquoeau (explosion de vapeur) Dans le but drsquoappreacutecier le bien-fondeacute de cetteconclusion lrsquoIRSN a reacutealiseacute en 2010 une eacutetude avec le logiciel MORET (5) pourdeacuteterminer indeacutependamment les insertions de reacuteactiviteacute pour les sceacutenariosretenus par le CEA dont celui de rupture simultaneacutee des deux laquo sources froides raquode la laquo source chaude raquo et des neuf doigts de gant horizontaux (figure 113)

Figure 112 Agrave gauche scheacutema global du cœur SPERT-IV-D 1225 agrave droite un eacuteleacutement combustible et uneacuteleacutement de controcircle contenant des plaques absorbantes copy Phillips Petroleum Company-Atomic EnergyDivision

Figure 113 Modeacutelisation en 3D du reacuteacteur ORPHEE notamment des canaux neutroniques reacutealiseacuteepreacutealablement agrave la mise en œuvre du logiciel de simulation MORET copy IRSN

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Physiquement ces eacutequipements dont la plupart contiennent un gaz creacuteentdes espaces de fuite de neutrons qui ne participent donc plus agrave la reacuteaction enchaicircne Si de lrsquoeau lourde vient envahir ces espaces lrsquoeffet de reacuteflexion desneutrons par lrsquoeau lourde est accru ce qui a pour effet drsquoaugmenter lareacuteactiviteacute du cœur La modeacutelisation du reacuteacteur utiliseacutee a eacuteteacute affineacutee de faccedilonagrave retrouver un certain nombre de paramegravetres neutroniques issus des calculsreacutealiseacutes au moment de la conception du reacuteacteur (avant 1980) ndash avec leslogiciels TRIPOLI et TRIDENT ndash ou mesureacutes comme le coefficient multi-plicatif keff pour diffeacuterentes positions des absorbants la cote critique desabsorbants leur efficaciteacute en reacuteactiviteacutehellip Lrsquoeacutetude de lrsquoIRSN a conduit agrave uneinsertion de reacuteactiviteacute maximale significativement supeacuterieure agrave celle issuedes calculs reacutealiseacutes par le CEA ce qui a conduit ce dernier agrave actualiser sespropres eacutetudes en utilisant une version plus reacutecente du logiciel TRIPOLI quiont confirmeacute les reacutesultats de lrsquoIRSN Il est alors apparu important pour lrsquoIRSNde faire en sorte notamment que la deacutefaillance simultaneacutee de lrsquoensembledes doigts de gant horizontaux puisse ecirctre eacutecarteacutee en assurant une ductiliteacutesuffisante du mateacuteriau (alliage AG3NET) des doigts de gant en fin de vieUne sous-estimation de la fluence335 reccedilue par ces doigts de gant conduisitlrsquoexploitant agrave revoir son calendrier de remplacement des doigts de gantLrsquoAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire demanda plus preacuteciseacutement (sur lrsquoavis du GPR)que lrsquoexploitant veacuterifie que le calendrier de remplacement des doigts de ganthorizontaux et des chaussettes des laquo sources froides raquo permette de garantirque le laquo poids raquo en reacuteactiviteacute des dispositifs preacutesentant simultaneacutement uneductiliteacute laquo tregraves faible raquo reste limiteacute (lrsquoexploitant devant deacutefinir preacuteciseacutement lescritegraveres de ductiliteacute et de laquo poids raquo en reacuteactiviteacute consideacutereacutes)

Une eacutetude similaire336 a eacuteteacute reacutealiseacutee en 2011 par lrsquoIRSN avec le logicielMORET (5) pour eacutevaluer le caractegravere enveloppe de lrsquoinsertion de reacuteactiviteacuteretenue par le CEA dans son eacutetude de lrsquoaccident de type BORAX pour lereacuteacteur Jules Horowitz Lrsquoinsertion de reacuteactiviteacute correspond agrave lrsquoeacutejection drsquounebarre de controcircle contenant du hafnium constituant le mateacuteriau absorbantdes neutrons Une valeur enveloppe de lrsquoinsertion de reacuteactiviteacute avait eacuteteacute deacuteter-mineacutee par le CEA sur la base de calculs reacutealiseacutes avec les logiciels APOLLO (2)CRONOS (2) TRIPOLI (4) Lrsquoobjectif de lrsquoeacutetude de lrsquoIRSN eacutetait de veacuterifier cecaractegravere enveloppe notamment par des calculs de sensibiliteacute agrave diffeacuterentsparamegravetres Le logicielMORET (5) a permis de deacuteterminer lrsquoinsertion de reacuteactiviteacutepar la diffeacuterence de deux valeurs du coefficient de multiplication effectif (keff)calculeacutees pour deux eacutetats du cœur barre de controcircle inseacutereacutee et barre de controcircleeacutejecteacutee (laissant place agrave un laquo trou drsquoeau raquo)

335 Grandeur sur laquelle est eacutetablie la dureacutee de vie maximale pour les doigts de gant (voir lenota 255)

336 Pour cette eacutetude et la preacuteceacutedente voir la publication de lrsquoIRSN preacutesenteacutee dans le cadre drsquouneconfeacuterence organiseacutee par lrsquoAIEA agrave Rabat au Maroc en 2011 intituleacutee Safety approach of BORAXtype accidents in French research reactors Chegrani Y Gupta F Tiberi V Heulers L

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Une veacuterification preacutealable337 de la modeacutelisation utiliseacutee avec le logiciel MORET(5) a eacuteteacute effectueacutee sur une configuration du cœur en comparant certainsparamegravetres comme le keff agrave ceux issus des calculs du CEA (APOLLO (2) etTRIPOLI (4))

Les paramegravetres eacutetudieacutes dans les calculs de sensibiliteacute ont eacuteteacute le taux decombustion du combustible du cœur la configuration initiale des barres decontrocircle la reacuteactiviteacute des dispositifs expeacuterimentaux (figure 114)

Les reacutesultats obtenus avec le logiciel MORET (5) ont confirmeacute les reacutesultats deseacutetudes du CEA concernant lrsquoinsertion de reacuteactiviteacute en cas drsquoeacutejection drsquoune barrede controcircle notamment le laquo poids raquo en reacuteactiviteacute plus important des barresabsorbantes dans les assemblages de 1egravere couronne du cœur le caractegraverepeacutenalisant du cœur neuf par rapport agrave un cœur irradieacute Ils ont aussi montreacute lafaible influence de la reacuteactiviteacute des dispositifs expeacuterimentaux sur lrsquoinsertionaccidentelle de reacuteactiviteacute

Thermohydraulique

ndash CATHARE (Code avanceacute de thermohydraulique pour les accidents de reacuteacteurs agraveeau) ce laquo code systegraveme338 raquo de thermohydraulique diphasique est deacuteveloppeacute et

Figure 114 Lrsquoune des configurations du cœur du reacuteacteur Jules Horowitz eacutetudieacutee par lrsquoIRSN avec lelogiciel MORET (5) (en rouge les barres inseacutereacutees en bleu les barres extraites en vert les dispositifsexpeacuterimentaux) copy IRSN

337 Lrsquoaccord a eacuteteacute trouveacute en utilisant la mecircme bibliothegraveque de sections efficaces que celle utiliseacutee parle CEA

338 Un laquo code systegraveme raquo permet la modeacutelisation de lrsquoensemble drsquoun circuit et de ses composants(combustibles eacutechangeurs pompes structureshellip)

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utiliseacute principalement pour des eacutetudes de sucircreteacute des reacuteacteurs agrave eau sous pression(eacutetude du comportement thermohydraulique des reacuteacteurs lors de transitoiresincidentels ou accidentels mise au point des proceacutedures associeacutees) et pour destravaux de recherche et deacuteveloppement Il est aussi inteacutegreacute dans le simulateurSOFIA339 de lrsquoIRSN

Le logiciel CATHARE est deacuteveloppeacute conjointement par le CEA EDF AREVA-NP etlrsquoIRSN depuis 1979 La modeacutelisation du cœur et des circuits retenus pour une eacutetudepeut ecirctre monodimensionnelle (1D) avec un cœur repreacutesenteacute par un canal ouassemblage laquo moyen raquo mais le logiciel CATHARE possegravede eacutegalement un module 3Dpermettant une repreacutesentation tridimensionnelle de la cuve et du cœur

Exemple drsquoutilisations

Au deacutebut des anneacutees 2010 le CEA pour lrsquoeacutetablissement du rapport preacuteliminaire desucircreteacute du reacuteacteur Jules Horowitz ainsi que lrsquoIRSN pour lrsquoexpertise de ce rapportont utiliseacute le logiciel CATHARE (2) pour eacutetudier lrsquoaccident de laquo rupture guillotinede lrsquoeacuteleacutement particulier raquo (RGEP) de ce reacuteacteur (collecteur unique drsquoalimenta-tion en eau du cœur ndash voir la figure 511) Lrsquoobjectif viseacute eacutetait de srsquoassurer que cetype de rupture ne pouvait pas constituer un initiateur drsquoune fusion du cœur dureacuteacteur Les critegraveres retenus agrave cette fin eacutetaient un taux de vide nul dans le cœur(pas drsquoeacutebullition) et une tempeacuterature maximale des gaines des plaques combusti-bles de 400 degC (afin drsquoeacuteviter une rupture par fluage)

Les deux cas eacutetudieacutes correspondent (figure 115) agrave une rupture guillotine dou-blement deacutebattue dans la piscine et agrave une rupture guillotine agrave deacutebattement limiteacutedans un local (casemate la tuyauterie disposant dans cette casemate drsquoundispositif anti-deacutebattement) Plusieurs conditions ont eacuteteacute retenues pour lrsquoeacutetatinitial du reacuteacteur juste avant la rupture notamment celles qui apparaissaient apriori les plus peacutenalisantes (puissance maximale du reacuteacteur deacutebit minimal derefroidissement du cœur pression minimale de lrsquoeau agrave la sortie du cœurtempeacuterature minimale de lrsquoeau agrave lrsquoentreacutee du cœur niveau minimal de lrsquoeaudans la piscine du reacuteacteur) Les simulations reacutealiseacutees ont notamment montreacute

un deacuteclenchement automatique quasi immeacutediat de lrsquoarrecirct drsquourgence parfranchissement du seuil de pression basse agrave la sortie du cœur

lrsquoeacutetablissement drsquoun eacutecoulement gravitaire en provenance de la piscinedans les lignes drsquoaspiration de sauvegarde qui vient compenser le deacutebitsortant par la bregraveche et permet de conserver un inventaire en eausatisfaisant dans le circuit primaire principal

339 SOFIA (Simulateur drsquoobservation du fonctionnement incidentel et accidentel) est un systegravemeinformatique utiliseacute par lrsquoIRSN pour des eacutetudes et pour la formation Il permet le calcul et le suivien temps reacuteel de lrsquoeacutevolution des paramegravetres physiques drsquoun reacuteacteur nucleacuteaire de type agrave eau souspression Il permet de simuler des deacutefaillances de mateacuteriels et les actions des opeacuterateurs Le calculpeut ecirctre arrecircteacute agrave un instant donneacute pour examiner lrsquoeacutetat de lrsquoinstallation et il est possible derevenir en arriegravere pour modifier le sceacutenario eacutetudieacute Les reacuteacteurs modeacuteliseacutes dans SOFIA sont ceuxdu parc eacutelectronucleacuteaire franccedilais (reacuteacteurs de 900 MWe 1 300 MWe 1 450 MWe et EPR)

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pour la rupture dans la casemate une diminution du deacutebit sortant par labregraveche au fur et agrave mesure que cette casemate se remplit drsquoeau et que lapartie rompue de la tuyauterie est noyeacutee

Les marges minimales par rapport aux critegraveres retenus sont geacuteneacuteralement atteintesjuste apregraves lrsquoarrecirct drsquourgence

Lrsquoeacutetude meneacutee par lrsquoIRSN a notamment permis drsquoeacutevaluer la sensibiliteacute des reacutesultatsobtenus par le CEA ndash montrant le respect des critegraveres indiqueacutes plus haut ndash agrave certaineshypothegraveses concernant par exemple le comportement des pompes primaires(risque de cavitation) juste apregraves la survenue drsquoune bregraveche ou encore le tempsdrsquoouverture de la bregraveche Cette eacutetude a permis drsquoidentifier un risque de non-respectdes critegraveres et degraves lors qursquoil eacutetait neacutecessaire que le CEA apporte des eacuteleacutements denature agrave justifier que mecircme si les pompes primaires fonctionnaient (de faccedilontemporaire) en mode deacutegradeacute un deacutebit suffisant drsquoeau traverserait encore lespompes pour refroidir le cœur

Par ailleurs le logiciel CATHARE (2) a permis au CEA de deacuteterminer les efforts subisnotamment par le dispositif anti-deacutebattement lors drsquoune rupture dans la casemateefforts dont la connaissance eacutetait neacutecessaire pour le dimensionnement meacutecanique dece dispositif Les calculs du CEA ont montreacute toute lrsquoimportance de ce dispositif unerupture doublement deacutebattue en casemate pouvant conduire agrave une fusion du cœur

ndash FLICA DULCINEE ces logiciels permettent de simuler la thermohydrauliquedans un cœur de reacuteacteur et la thermique du combustible Ils sont utiliseacutes depuis

Figure 115 Scheacutema des circuits du reacuteacteur Jules Horowitz et position des ruptures guillotines (RGEP)eacutetudieacutees copy Georges GoueacuteIRSN

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plusieurs deacutecennies pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais Le logiciel DULCINEEdispose drsquoun modegravele de neutronique dit de laquo cineacutetique point raquo (ou laquo 0D raquo) quipermet de reacutealiser des calculs couplant une neutronique simplifieacutee et lathermohydraulique

Le logiciel FLICA (4) permet une repreacutesentation tridimensionnelle drsquoun cœur dereacuteacteur et traite les deux phases du fluide de refroidissement (liquide et vapeur)Pour les transferts thermiques dans le combustible la modeacutelisation est mono-dimensionnelle (1D)

En association avec le logiciel CRONOS le logiciel FLICA peut ecirctre utiliseacute pour unerepreacutesentation plus fine (3D) du cœur pour les eacutetudes de transitoires meneacutees avecle laquo code systegraveme raquo CATHARE La figure 116 repreacutesente le couplage disponibledans la chaicircne HEMERA

Pour deacuteterminer lrsquoeacutenergie thermique deacuteposeacutee dans le combustible du reacuteacteurJules Horowitz dans le cas de lrsquoinsertion accidentelle de reacuteactiviteacute retenue lors delrsquoeacutetude de lrsquoaccident de type BORAX (eacutejection drsquoune barre de controcircle) le CEA amis en œuvre340 un couplage des logiciels CRONOS (2) et FLICA (4) (sans

Figure 116 Couplage des logiciels CRONOS (2) FLICA (4) et CATHARE (2) (chaicircne HEMERA) paramegravetres drsquointerface entre ces trois logiciels copy IRSN

340 Voir notamment la communication du CEA au congregraves TOPSAFE 2008 The BORAX accident inthe JHR Maugard B Elie J-P Treacutemodeux P Iracane D Lemoine P Ratel G Berthoud G et al

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modeacutelisation de la dilatation des plaques combustibles pheacutenomegravene qui reacuteduitlrsquoeacutepaisseur des canaux drsquoeau entre les plaques et donc apporte une antireacuteactiviteacute)Il a eacutegalement utiliseacute le code de laquo cineacutetique point raquo DULCINEE pour des eacutetudes desensibiliteacute ce logiciel (laquo 0D raquo) eacutetant adapteacute agrave un petit cœur tel que celui dureacuteacteur Jules Horowitz

ndash Codes CFD (Computational Fluid Dynamics) lrsquoutilisation de ce type de logiciels desimulation est croissante y compris pour les reacuteacteurs de recherche pour deacuteter-miner les eacutecoulements de fluide agrave lrsquoeacutechelle locale par reacutesolution des eacutequations deNavier-Stokes moyenneacutees dans le temps et dans lrsquoespace sur un domaine discreacutetiseacutepar des mailles de dimensions allant du millimegravetre au centimegravetre

Exemples drsquoutilisations

En 2010 lrsquoInstitut Laue-Langevin a reacutealiseacute en collaboration avec le laboratoirenational drsquoArgonne (ANL Illinois Eacutetats-Unis) des eacutetudes341 de faisabiliteacute drsquounelaquo conversion raquo du RHF agrave du combustible agrave faible enrichissement enuranium 235 de type UMo Deux logiciels de type CFD ont eacuteteacute utiliseacutes lelogiciel STAR-CD (utiliseacute par lrsquoANL) et le logiciel CFX deacuteveloppeacute par ANSYS342

(utiliseacute par lrsquoILL) La validiteacute des modeacutelisations a eacuteteacute veacuterifieacutee par des compa-raisons agrave des mesures faites en reacuteacteur et par des intercomparaisons desreacutesultats de diffeacuterents modegraveles Ces eacutetudes ont montreacute dans une premiegravereeacutetape que le changement de combustible sans aucune modification desplaques de combustible conduirait agrave une deacutegradation notable des performan-ces du reacuteacteur en termes notamment de flux neutronique Drsquoautres concep-tions de lrsquoeacuteleacutement combustible ont eacuteteacute eacutetudieacutees Lrsquoune drsquoelles qui se traduiraitpar une augmentation de la quantiteacute de combustible sans modification desdimensions externes des plaques permettrait de conserver de bonnes per-formances du reacuteacteur tout en procurant des marges de sucircreteacute par rapport aurisque drsquoeacutebullition dans les canaux drsquoeau situeacutes entre les plaques La mise enœuvre drsquoune laquo conversion raquo du cœur du RHF demeure toutefois soumise agrave lamise au point et agrave la qualification drsquoun nouveau combustible agrave plus fortedensiteacute que lrsquoUAl

En 2010 lrsquoInstitut Laue-Langevin a eacutegalement utiliseacute un code CFD (CFX) poureacutetudier le comportement des doigts de gant du RHF pour montrer lrsquoabsence defusion de lrsquoeacuteleacutement combustible du cœur dans le cas de lrsquoinsertion de reacuteactiviteacutequi reacutesulterait de la rupture drsquoun ou de plusieurs doigts de gant

341 Voir notamment la communication ANL-ILL au congregraves RERTR 2010 consacreacute agrave la reacuteduction delrsquoenrichissement des combustibles pour les reacuteacteurs de recherche et drsquoessais Thermal-hydraulicsafety analyses for conversion of the Laue Langevin Institute (ILL) High Flux Reactor (RHF) fromHEUto LEU fuel Tentner A Thomas F Bergeron A Stevens J (httpwwwrertranlgovRERTR32pdfS10-P4_Tentnerpdf)

342 ANSYS Inc est une socieacuteteacute ameacutericaine

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Thermomeacutecanique

ndash SCANAIR ce logiciel deacuteveloppeacute par lrsquoIRSN depuis 1990 permet tout particu-liegraverement de simuler le comportement thermomeacutecanique des crayons de combus-tible des reacuteacteurs agrave eau sous pression au cours de transitoires de puissance etdrsquoeacutevaluer les risques associeacutes de perte drsquoeacutetancheacuteiteacute ou de rupture des gaines Il estnotamment utiliseacute pour la deacutefinition la preacuteparation et lrsquointerpreacutetation drsquoessais detenue de crayons de combustible lors de tels transitoires tels que ceux qui ont eacuteteacuteou seront reacutealiseacutes dans le cadre du programme CIP dans le reacuteacteur CABRI Lelogiciel SCANAIR permet de simuler des insertions rapides de reacuteactiviteacute (ReactivityInjection Accidents [RIA]) ou des rampes lentes de puissance telles que celles quipourraient reacutesulter drsquoune rupture de tuyauterie de vapeur ou encore drsquoun retraitincontrocircleacute drsquoune grappe drsquoeacuteleacutements absorbants dans un cœur de reacuteacteur agrave eausous pression Le logiciel SCANAIR modeacutelise notamment les interactions ther-momeacutecaniques entre les pastilles de combustible (UO2 UPuO2) et les gaines descrayons lrsquoeacutebullition du fluide reacutefrigeacuterant (eau) et les diffeacuterents meacutecanismes dedeacuteformation des gaines

Dans sa recherche de lrsquoexplication de la fusion de crayons de combustible du cœurnourricier du reacuteacteur CABRI deacutecouverte en 2004 (paragraphe 1012) le CEAexploitant de ce reacuteacteur a mis en œuvre plusieurs logiciels de simulation parmilesquels peuvent ecirctre citeacutes APOLLO (2) TRIPOLI (4) DULCINEE et SCANAIRComme cela a eacuteteacute indiqueacute au paragraphe 1012 le CEA en a conclu que les effetsdes transitoires reacutealiseacutes dans CABRI sur les crayons du cœur nourricier eacutetaient malestimeacutes dans les eacutetudes de sucircreteacute conduites preacutealablement agrave la reacutealisation de cestransitoires Le CEA a alors deacutecideacute de mettre au point un nouvel outil de calculpour la reacutealisation des eacutetudes preacutealables aux futurs essais du programme CIP dansla boucle agrave eau sous pression Cet outil associe le logiciel SCANAIR343 agrave des jeux dedonneacutees approprieacutes Dans le cadre de lrsquoexpertise du dossier transmis par le CEAvisant agrave deacutemontrer que le cœur nourricier pourrait subir sans dommage les essaisdu futur programme expeacuterimental CIP lrsquoIRSN eacutetant le deacuteveloppeur du logicielSCANAIR a fait reacutealiser lrsquoexpertise du nouvel outil du CEA par la socieacuteteacute belgeAVN qui nrsquoa pas eacutemis de contre-indication agrave lrsquoutilisation de cet outil De pluslrsquoIRSN a utiliseacute le logiciel SCANAIR pour une eacutetude344 visant agrave appreacutecier la validiteacutedes nouveaux critegraveres de tenue des gaines des crayons du cœur de CABRI proposeacutespar le CEA Lrsquoobjectif de cette eacutetude de lrsquoIRSN eacutetait drsquoeacutevaluer la coheacuterence de cesnouveaux critegraveres avec les reacutesultats drsquoun certain nombre drsquoessais reacutealiseacutes dans les

343 Le CEA avait dans un premier temps envisageacute un chaicircnage des logiciels de simulation CATHARE etSCANAIR mais il a deacutecideacute en deacutefinitive drsquoutiliser le logiciel SCANAIR seul en reacutealisant unimportant travail de calibration et de validation du module thermohydraulique pour lrsquoadapter agrave laconfiguration du cœur nourricier de CABRI

344 Voir la communication faite par lrsquoIRSN agrave la confeacuterence IGORR 12 en 2009 Analysis of CABRIdriver core new safety demonstration for fuel rods integrity during fast power transients Eacutecrabet FPelissou C Moal A

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reacuteacteurs SPERT aux Eacutetats-Unis et NSRR au Japon Ces essais avaient permis dedeacuteterminer un seuil de rupture exprimeacute en termes drsquoeacutenergie deacuteposeacutee dans lecombustible pour les gaines en acier inoxydable (environ 240 calg) Pour menercette eacutetude il eacutetait indispensable drsquoutiliser strictement la mecircme version du logicielSCANAIR et ses jeux de donneacutees que ceux mis au point par le CEA en vue de sespropres calculs de lrsquoimpact des futurs essais CIP sur le cœur nourricier Le CEA amis agrave la disposition de lrsquoIRSN ces eacuteleacutements Lrsquoeacutetude de lrsquoIRSN a alors montreacute queles nouveaux critegraveres exprimeacutes345 en termes de tempeacuterature maximale des gaines(1 300 degC) et de deacuteformation eacutequivalente maximale des gaines (365 ) eacutetaientcoheacuterents avec un seuil de rupture de 240 calg

Accidents de fusion de combustible

ndash SIMMER ce logiciel ougrave la neutronique et la meacutecanique des fluides sont coupleacuteespermet de simuler un accident de fusion de combustible dans un reacuteacteur agraveneutrons rapides Il a eacuteteacute deacuteveloppeacute initialement agrave Los Alamos agrave partir de 1974Les organismes PNC (Power reactor and Nuclear fuel development CorporationJapon) FzK (Forschungszentrum Karlsruhe Allemagne devenu Karlsruher Ins-tituts fuumlr Technologie [KIT]) et le CEA poursuivent son deacuteveloppement pour deseacutetudes sur les reacuteacteurs agrave neutrons rapides de quatriegraveme geacuteneacuteration En France il aeacuteteacute utiliseacute dans les anneacutees 1980 et 1990 pour lrsquoeacutetude des accidents hypotheacutetiquesde fusion du cœur dans les reacuteacteurs agrave neutrons rapides (principalementSUPERPHENIX)

Dans les anneacutees 2000 lrsquoIRSN a avec FzK adapteacute le logiciel SIMMER-III aureacuteacteur Jules Horowitz pour des eacutetudes agrave caractegravere exploratoire drsquoun accidentde type BORAX De nombreuses adaptations ont eacuteteacute neacutecessaires notammentpour pouvoir simuler correctement le comportement neutronique du cœur dansle domaine des neutrons thermiques ainsi que les combustibles de ces reacuteacteurssous forme de plaques cintreacutees346 Ces eacutetudes ont notamment montreacute quelrsquoeacutenergie deacuteposeacutee dans un cœur tel que celui du reacuteacteur Jules Horowitz pourraiteacuteventuellement deacutepasser la valeur forfaire de 135 MJ et que degraves lors lesseacutequences en cause (par exemple lrsquoeacutejection simultaneacutee de plusieurs barresabsorbantes) devraient ecirctre rendues tregraves improbables (par des dispositionsrobustes de conception fabrication et surveillance en service)

345 Outre lrsquoabsence de fusion de combustible (la tempeacuterature de fusion de lrsquoUO2 est drsquoenviron2 840 degC)

346 Communications de lrsquoIRSN International Conference on the Physics of Reactors PHYSOR 2008Upgrading of the coupled neutronics-fluid dynamics code SIMMER to simulate the research reactorscore disruptive RIA Biaut G et al congregraves TOPSAFE 2008 Reevaluation of BDBA consequences ofresearch reactors Biaut G et al Voir aussi la communication commune IRSN-CEA faite agrave la 18e

International conference on Nuclear Engineering (ICONE) en 2010 Validation of SIMMER IIIneutronics module for the simulation of reactivity injection accident in material testing reactorsChegrani Y Ivanov E Di Salvo J drsquoAletto C

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ndash MC3D MC3D est un logiciel de thermohydraulique multiphasique deacuteveloppeacute parle CEA puis par lrsquoIRSN qui permet de simuler lrsquoexplosion de vapeur qui reacutesulteraitdrsquoune interaction thermodynamique entre du combustible (notamment lorsqursquoilest agrave lrsquoeacutetat liquide) et le reacutefrigeacuterant drsquoun reacuteacteur un tel pheacutenomegravene pourraitsurvenir au cours drsquoun accident de fusion drsquoun cœur de reacuteacteur Ce logiciel permetnotamment de deacuteterminer les pressions dynamiques exerceacutees sur des structures(par exemple les parois drsquoune piscine de reacuteacteur) Il simule drsquoabord une premiegraverephase de lrsquointeraction thermodynamique appeleacutee preacutemeacutelange consistant en unmeacutelange grossier des deux liquides accompagneacutee drsquoune vaporisation plus oumoins forte Dans certaines conditions le preacutemeacutelange peut ecirctre deacutestabiliseacute ce quipeut conduire agrave une explosion violente srsquoapparentant agrave une deacutetonation (secondephase)

Exemple drsquoutilisation

Le CEA a utiliseacute le logiciel MC3D dans lrsquoeacutetude des interactions entre lecombustible fondu et lrsquoeau lors drsquoun accident de type BORAX pour le reacuteacteurJules Horowitz347 notamment pour deacuteterminer les sollicitations que pourraientsubir la cuve et les raccordements des tuyauteries du bloc-pile dans un premiertemps les parois et le fond de la piscine du reacuteacteur dans un second temps cessollicitations reacutesulteraient des ondes de choc et de leurs reacuteflexions multiplesainsi que de la deacutetente de la bulle de vapeur drsquoeau

ndash ASTEC le systegraveme de logiciels de simulation ASTEC (Accident Source TermEvaluation Code) a pour ambition de simuler lrsquoensemble des pheacutenomegravenes quiinterviendraient au cours drsquoun accident de fusion du cœur drsquoun reacuteacteur agrave eaudepuis lrsquoeacuteveacutenement initiateur jusqursquoaux eacuteventuels rejets de produits radioactifs agravelrsquoexteacuterieur de lrsquoenceinte de confinement hormis lrsquoexplosion de vapeur qui peutecirctre traiteacutee avec le logiciel MC3D et les sollicitations subies par les structures quipeuvent ecirctre traiteacutees avec un logiciel tel que Cast3M (voir plus loin) Le logicielASTEC (voir la figure 117) a eacuteteacute deacuteveloppeacute en commun depuis de nombreusesanneacutees par lrsquoIPSN puis lrsquoIRSN avec son homologue allemand la GRS depuis lrsquoIRSNen poursuit seul le deacuteveloppement Les applications drsquoASTEC concernent princi-palement lrsquoanalyse de sucircreteacute des reacuteacteurs agrave eau sous pression avec lrsquoeacutevaluationdes rejets radioactifs pouvant reacutesulter de la fusion du cœur drsquoun tel reacuteacteur etlrsquoexamen des proceacutedures agrave mettre en œuvre en cas de survenue drsquoun tel accidentLe logiciel ASTEC est eacutegalement utiliseacute par lrsquoIRSN pour ses eacutetudes probabilistes desucircreteacute de niveau 2 relatives aux reacuteacteurs du parc eacutelectronucleacuteaire Enfin il a eacuteteacuteutiliseacute pour la preacuteparation et lrsquointerpreacutetation des programmes expeacuterimentaux enparticulier le programme drsquoessais inteacutegraux Pheacutebus-PF et les essais du programmeISTP (International Source Term Program348)

347 Communication du CEA citeacutee au nota 340348 Programme de recherche international sur le laquo terme source raquo

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Le CEA a utiliseacute le logiciel IODE drsquoASTEC pour eacutetudier les transferts drsquoiodedans le bacirctiment du reacuteacteur du reacuteacteur Jules Horowitz lors drsquoun accidentde type BORAX ndash il a utiliseacute les logiciels CERES et GAZAXI pour lrsquoeacutevaluationdes contributions des principaux radionucleacuteides aux doses (effectives) aucours de leur migration dans lrsquoenvironnement349

Dans le cadre de lrsquointercomparaison de logiciels de simulation organiseacutee parlrsquoAIEA eacutevoqueacute preacuteceacutedemment (Coordinated Research Project concernantles laquo Innovative Methods in Research Reactor Analysis raquo ndash 2008ndash2013)lrsquoIRSN a reacutealiseacute des calculs agrave lrsquoaide du logiciel de thermohydraulique CESARpour interpreacuteter des essais drsquoinsertion de reacuteactiviteacute reacutealiseacutes dans le reacuteacteurSPERT Une adaptation du logiciel CESAR aux combustibles sous forme deplaques a eacuteteacute neacutecessaire Il est apparu que ce logiciel permettait deretrouver les tempeacuteratures des gaines des plaques mesureacutees dans les

Figure 117 Les diffeacuterents pheacutenomegravenes intervenant lors drsquoun accident de fusion drsquoun cœur (reacuteacteur agraveeau sous pression) et les modules les simulant dans le logiciel ASTEC copy IRSN

349 Communication du CEA citeacutee au nota 340

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assemblages du cœur SPERT-IV-D 1225 (voir preacuteceacutedemment pour lasimulation de la neutronique avec le logiciel MORET (5))

LrsquoIRSN a eacutegalement utiliseacute le logiciel CPA deacutedieacute agrave la thermohydrauliquedans lrsquoenceinte de confinement pour eacutevaluer lrsquoefficaciteacute drsquoune nouvellegestion du confinement (de type dynamique et non plus statique) proposeacuteepar lrsquoexploitant du reacuteacteur agrave haut flux agrave Grenoble (RHF) pour les situationsaccidentelles350 Lrsquoobjectif eacutetait drsquoappreacutecier les conclusions tireacutees descalculs de lrsquoexploitant visant agrave deacutemontrer la possibiliteacute drsquoun maintien dubacirctiment du reacuteacteur en deacutepression relative (par rapport agrave lrsquoespaceannulaire situeacute entre les deux enceintes) dans de telles situations comptetenu de lrsquoeacutechauffement de lrsquoair (ducirc aux produits de fission relacirccheacutes dans lebacirctiment du reacuteacteur et agrave lrsquoeacutechauffement de lrsquoeau de la piscine dans le casdrsquoune fusion du combustible) des possibiliteacutes de fuites directes drsquoair verslrsquoenvironnement du laquo gonflage raquo de lrsquoespace annulaire situeacute entre les deuxenceintes (enceinte interne en beacuteton enceinte externe meacutetallique) Troissituations accidentelles ont eacuteteacute eacutetudieacutees un accident de type BORAX unefusion de combustible sous eau une fusion de combustible agrave lrsquoair

Meacutecanique

ndash Cast3M ASTER logiciels drsquoANSYS Cast3M est un logiciel de simulation pareacuteleacutements finis deacutedieacute agrave la meacutecanique des structures et agrave la meacutecanique des fluidesdeacuteveloppeacute par le CEA ASTER (Analyses des structures et thermomeacutecanique pourdes eacutetudes et des recherches) est un logiciel similaire deacuteveloppeacute par EDFANSYS Inc est une socieacuteteacute ameacutericaine qui creacutee et diffuse diffeacuterents logicielsde meacutecanique des structures (y compris pour des sollicitations conduisant agrave degrandes deacuteformations)

Cast3M est largement utiliseacute par les concepteurs et les exploitants pour lesinstallations nucleacuteaires franccedilaises pour des applications relatives agrave desstructures meacutetalliques ou agrave des ouvrages de geacutenie civil (piscines etbacirctiments de reacuteacteurshellip) notamment des reacuteacteurs de recherche Ilest aussi largement utiliseacute par lrsquoIRSN qui peut en outre ecirctre ameneacute agravecollaborer avec le CEA pour la reacutealisation de deacuteveloppements particuliersPar exemple dans le domaine du geacutenie-civil des deacuteveloppements351

consistent agrave mettre au point des lois pour simuler le comportement diffeacutereacuteou dynamique drsquoouvrages en beacuteton en cas de chargements accidentels (par

350 Voir la communication de lrsquoIRSN faite agrave la confeacuterence RRFM 2010 Development of a numericaltool for safety assessment and emergencymanagement of experimental reactors Maas L Beuter ASeropian C

351 Ces deacuteveloppements sont effectueacutes dans le cadre de thegraveses associant lrsquoIRSN et drsquoautrespartenaires dont le CEA

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exemple en cas de seacuteismehellip) qui sont ensuite inteacutegreacutes dans Cast3M et ainsimis agrave disposition de lrsquoensemble des utilisateurs de Cast3M

LrsquoInstitut Laue-Langevin a utiliseacute le logiciel ASTER pour les eacutetudes deconception et de dimensionnement du nouveau bacirctiment PCS 3 du RHF(faisant partie du laquo noyau dur raquo des dispositions post-Fukushima)

ndash EUROPLEXUS LS-DYNA RADIOSS EUROPLEXUS est un logiciel de simulationpar eacuteleacutements finis de pheacutenomegravenes de dynamique rapide prenant en compte lesstructures et les fluides deacuteveloppeacute agrave lrsquoorigine par le CEA (code PLEXUS) et leCentre commun de recherche (CCR) drsquoIspra en Italie (PLEXUS-3C) puis repris parun groupe drsquoutilisateurs tels que EDF et lrsquoONERA LS-DYNA est un logiciel decalcul du mecircme type deacuteveloppeacute aux Eacutetats-Unis par la Livermore SoftwareTechnology Corporation (LSTC) de mecircme que RADIOSS deacuteveloppeacute par AltairEngineering Ces logiciels permettent par exemple drsquoeacutetudier le comportement destructures soumises agrave des chocs

Pour le reacuteacteur Jules Horowitz le CEA a utiliseacute352 les logiciels EUROPLEXUS etRADIOSS pour eacutetudier le comportement des structures de la piscine du reacuteacteuren cas drsquoaccident de type BORAX ndash en modeacutelisant une bulle de vapeur decaracteacuteristiques telles qursquoelle conduise aux surpressions preacutealablement deacutetermi-neacutees avec le logiciel MC3D

Eacutevaluations en situations drsquourgence

En situations drsquourgence353 ou lors des exercices de crise les exploitants des reacuteacteursde recherche franccedilais ainsi que lrsquoIRSN appuieraient ou appuient leurs appreacuteciations surdes eacutevaluations effectueacutees avec des logiciels de simulation plus ou moins simplifieacutes Enparticulier lrsquoIRSN dispose drsquoun logiciel de simulation utiliseacute pour les installations autresque les reacuteacteurs agrave eau sous pression du parc eacutelectronucleacuteaire qui permet de deacuteterminerles transferts de produits radioactifs au sein drsquoune installation et les rejets danslrsquoenvironnement (quantiteacute et cineacutetique de rejet pour chaque radionucleacuteide) Ce logicielmodeacutelise de faccedilon simplifieacutee les fuites de radionucleacuteides entre des locaux les transfertspar les systegravemes de ventilation ainsi que les rejets hors de lrsquoinstallation Les taux de deacutepocirct(pour les aeacuterosols) et lrsquoefficaciteacute des dispositifs de filtration y sont entreacutes comme desdonneacutees Ce logiciel est utiliseacute pour lrsquoeacutetablissement et la mise agrave jour des fichesdrsquoaccidents-types (voir le paragraphe 77) Il sert eacutegalement aux experts de lrsquoIRSN agravedeacutefinir les sceacutenarios joueacutes lors des exercices de crise Il peut eacuteventuellement ecirctre aussiutiliseacute dans le cadre des expertises meneacutees par lrsquoIRSN Un tel logiciel simplifieacute se precirctebien agrave un preacute-parameacutetrage avec les donneacutees pertinentes correspondant aux diffeacuterentsreacuteacteurs de recherche cela permettant de disposer de modegraveles utilisables rapidement ensituations drsquourgence ou lors des exercices

352 Communication du CEA citeacutee au nota 340353 En fait degraves lors qursquoun PUI est deacuteclencheacute

Siegravege social31 avenue de la Division Leclerc92260 Fontenay-aux-RosesRCS Nanterre B 440 546 018Teacuteleacutephone +33 (0)1 58 35 88 88CourrierBP 17 - 92262 Fontenay-aux-Roses CedexSite internet wwwirsnfr 35 euro

Jean Couturier Hassan Abou Yeacutehia et Emmanuel Grolleau

Le preacutesent ouvrage dresse un panorama mondial de la diversiteacute et de la compleacutementariteacute des reacuteacteurs de recherche dont un certain nombre ont eacuteteacute ou sont encore utiliseacutes pour y mener notamment des expeacuterimentations indispensables au deacuteveloppement et agrave lrsquoexploitation des reacuteacteurs eacutelectronucleacuteaires y compris en rapport avec des questions de sucircreteacute Cet ouvrage met en eacutevidence les multiples utilisations de ces reacuteacteurs qui de conceptions tregraves diverses mobilisent des quantiteacutes tregraves varieacutees de substances radioactives preacutesentant des risques plus ou moins importants pour la sucircreteacute ou la radioprotection et dont lrsquoancienneteacute ou lrsquoinutilisation pour nombre drsquoentre eux neacutecessitent des dispositions approprieacutees pour maicirctriser le vieillissement ou lrsquoobsolescence de certains de leurs eacutequipements ainsi que aux plans organisationnel et humain pour en maintenir une exploitation sucircre Pour certains reacuteacteurs de recherche des aspects de sucircreteacute et de radioprotection sont agrave consideacuterer en tenant compte de la preacutesence simultaneacutee au sein de ces reacuteacteurs de deux types drsquoopeacuterateurs le personnel drsquoexploitation du reacuteacteur des opeacuterateurs de dispositifs expeacuterimentaux utilisant les neutrons issus du reacuteacteur pour des besoins de recherche fondamentale ou appliqueacutee Deux chapitres speacutecifiques sont deacutedieacutes aux normes de sucircreteacute eacutetablies sous lrsquoeacutegide de lrsquoAIEA pour les reacuteacteurs de recherche et aux accidents seacuterieux notamment de criticiteacute ou de reacuteactiviteacute survenus dans des reacuteacteurs de recherche La deuxiegraveme partie de lrsquoouvrage est consacreacutee aux reacuteacteurs de recherche franccedilais notamment au dispositif reacuteglementaire et aux textes officiels qui leurs sont applicables au retour drsquoexpeacuterience tireacute en France drsquoeacuteveacutenements significatifs et drsquoaccidents survenus ndash y compris agrave lrsquoeacutetranger celui en 2011 de la centrale nucleacuteaire de Fukushima Daiichi ndash agrave la prise en compte drsquoaccidents de reacuteactiviteacute pour la conception des reacuteacteurs de recherche franccedilais ainsi qursquoaux reacuteexamens de sucircreteacute deacutecennaux pratiqueacutes en France

LrsquoInstitut de radioprotection et de sucircreteacute nucleacuteaire (IRSN) est un organisme public drsquoexpertise et de recherche pour la sucircreteacute nucleacuteaire et la radioprotection Il intervient comme expert en appui aux autoriteacutes publiques Il exerce eacutegalement des missions de service public qui lui sont confieacutees par la reacuteglementation Il contribue notamment agrave la surveillance radiologique du territoire national et des travailleurs agrave la gestion des situations drsquourgence et agrave lrsquoinformation du public Il met son expertise agrave la disposition de partenaires et de clients franccedilais ou eacutetrangers

ISBN 978-2-7598-2301-7

9 782759 823017

Preacuteface

Liste des sigles

Glossaire technique

Avant-propos

Sommaire

Chapitre 1 Introduction geacuteneacuterale

Partie 1 Panorama geacuteneacuteral international des reacuteacteurs de recherche

Chapitre 2 Les diffeacuterents types de reacuteacteurs de recherche situation globale dans le monde utilisations et risques associeacutes







222 Aspects geacuteneacuteriques en matiegravere de sucircreteacute nucleacuteaire et de non-prolifeacuteration


2222 laquo Conversion raquo des reacuteacteurs de recherche utilisant du combustible tregraves enrichi en uranium 235

23 Utilisations des reacuteacteurs de recherche et principaux risques associeacutes

231 Formation








Chapitre 3 Aspects lieacutes agrave la conception et agrave la deacutemonstration de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche au plan international

31 Convergence des pratiques vers quelques grands objectifs principes et deacutemarches de sucircreteacute

32 Les normes de sucircreteacute eacutetablies par lacuteAIEA

321 Processus dacuteeacutelaboration des normes de sucircreteacute de lacuteAIEA

322 Structure des normes de sucircreteacute de lacuteAIEA

323 Preacutesentation succincte des normes de sucircreteacute pour les reacuteacteurs de recherche52

324 Application des normes de sucircreteacute de lacuteAIEA

325 Documents en support agrave lacuteapplication des normes de sucircreteacute de lacuteAIEA

33 Dispositifs dacuteeacutechanges ou dacuteeacutevaluations de lacuteAIEA

34 Quelques grands principes deacutemarches et approches de sucircreteacute


342 Les laquo barriegraveres raquo de confinement les fonctions fondamentales de sucircreteacute la deacutefense en profondeur

Premier niveau preacutevention des anomalies de fonctionnement et des deacutefaillances


Troisiegraveme niveau maicirctrise des accidents agrave lacuteinteacuterieur des hypothegraveses de conception

Quatriegraveme niveau preacutevention de la deacutegradation des conditions accidentelles et limitation des conseacutequences dacuteaccidents seacutevegraveres

Cinquiegraveme niveau limitation des conseacutequences radiologiques pour les populations en cas de rejets importants

343 La deacutemarche deacuteterministe socle de la conception et de la deacutemonstration de sucircreteacute - Situation en matiegravere dacuteeacutetudes probabilistes pour les reacuteacteurs de recherche

344 Lacuteapproche gradueacutee83


36 Aspects de sucircreteacute relatifs aux dispositifs expeacuterimentaux

37 Accidents laquo enveloppes raquo pris en compte pour lacuteanalyse de sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche


372 Eacutevaluation des rejets radioactifs des accidents laquo enveloppes raquo

38 Ameacuteliorations possibles en termes dacuteeacutetudes de recherches et de deacuteveloppements pour la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche

Chapitre 4 Le retour dacuteexpeacuterience international pour les reacuteacteurs de recherche

41 Le systegraveme AIEA de deacuteclaration dacuteincidents (IRSRR)

42 Incidents et accidents seacuterieux survenus dans des reacuteacteurs de recherche

12 deacutecembre 1952 - reacuteacteur NRX (42 MW) - Chalk River Laboratories (Ontario Canada)

24 mai 1958 - reacuteacteur NRU (135 MW) - Chalk River Laboratories (Ontario Canada)

15 octobre 1958 - reacuteacteur de recherche (agrave puissance nulle) du Boris Kidrich Institute de Vinca (ex-Yougoslavie)

3 janvier 1961 - reacuteacteur SL-1109 (3 MW) - Centre national dacuteessais de reacuteacteurs (National Reactor Testing Area Idaho Eacutetats-Unis)



23 septembre 1983 - maquette critique RA-2 - Constituyentes (Argentine)

43 Analyses compleacutementaires meneacutees au plan international agrave la suite de lacuteaccident de la centrale nucleacuteaire de Fukushima Daiichi

Partie 2 Les reacuteacteurs de recherche en France

Chapitre 5 Eacutevolution du parc des reacuteacteurs de recherche en France

51 Diversiteacute et compleacutementariteacute des reacuteacteurs de recherche franccedilais

52 Situation actuelle

Un reacuteacteur dacuteirradiations de nouvelle geacuteneacuteration le reacuteacteur Jules Horowitz

Chapitre 6 Les acteurs et lacuteorganisation de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche en France

61 Les exploitants

62 Le controcircle des risques nucleacuteaires en France

LacuteIRSN

Les groupes permanents dacuteexperts

63 Les eacutetapes-cleacutes dans la vie dacuteun reacuteacteur de recherche

64 Le dispositif dacuteautorisations internes

Chapitre 7 La sucircreteacute pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais

71 Principes concepts deacutemarches et objectifs geacuteneacuteraux de sucircreteacute

711 Le principe de deacutefense en profondeur appliqueacute aux reacuteacteurs de recherche

712 Eacuteveacutenements retenus pour la conception et la deacutemonstration de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche



715 Lacuteapproche gradueacutee en France

72 Quelques speacutecificiteacutes de sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche

721 Puissances volumiques combustibles utiliseacutes et caracteacuteristiques neutroniques des cœurs

722 Cadences dacuteutilisation


73 Speacutecificiteacutes des reacuteacteurs de recherche deacuteclineacutees par fonction fondamentale de sucircreteacute





74 Prise en compte des agressions



75 Dispositifs expeacuterimentaux et eacutequipements speacutecifiques aux reacuteacteurs de recherche


761 Radioprotection

762 Effluents

77 Dispositions de preacuteparation aux situations dacuteurgence et de gestion de telles situations (gestion de crise)

78 Aspects de sucircreteacute concernant le deacutemantegravelement des reacuteacteurs de recherche

Chapitre 8 Les accidents de reacutefeacuterence retenus pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais

81 Deacutefinition et exemples



Reacuteacteur CABRI

82 Lacuteaccident de type BORAX - principaux aspects

821 Lacuteaccident du reacuteacteur SL-1

822 Principaux enseignements tireacutes de lacuteaccident du reacuteacteur SL-1

823 Prise en compte de lacuteaccident de type BORAX en France



La notion de deacutepocirct dacuteeacutenergie dans le cœur du reacuteacteur

Lacuteexplosion de vapeur

83 Essais agrave caractegravere deacutemonstratif reacutealiseacutes en France

Chapitre 9 Maintien de la conformiteacute aux exigences applicables ampsqu Reacuteexamens de sucircreteacute

91 Maintien de la conformiteacute aux exigences applicables maicirctrise de lacuteobsolescence et du vieillissement



Regraveglementation et deacutemarcheLacuteobligation pour les exploitants dacuteinstallations nucleacuteaires de base de reacuteexaminer peacuteriodiquement (en pratique tous les dix ans) la sucircreteacute dacuteune installation nucleacuteaire de base est inscrite depuis 2006 dans la loi TSN Le processus de reacuteexamen de sucircreteacute comprend plusieurs eacutetapes suivant les deux volets suivants un volet dacutelaquo examen de conformiteacute raquo de lacuteinstallationun volet de laquo reacuteeacutevaluation raquo proprement dite de la sucircreteacute de cette installationLacuteexamen de conformiteacute consiste agrave comparer lacuteeacutetat reacuteel de lacuteinstallation aux exigences qui lui sont applicables au regard de diffeacuterents textes et documents en vigueur regraveglementation rapport de sucircreteacute regravegles geacuteneacuterales dacuteexploitationamphellipLacuteobjectif de la reacuteeacutevaluation de sucircreteacute est dacuteappreacutecier la sucircreteacute de lacuteinstallation au regard des objectifs et des pratiques de sucircreteacute les plus reacutecents en France et agrave lacuteeacutetranger de lacuteeacutevolution des connaissances et du retour dacuteexpeacuterience dacuteexploitation de lacuteinstallation ou dacuteautres installations nucleacuteaires en France et agrave lacuteeacutetrangerPour les reacuteacteurs de recherche franccedilais un reacuteexamen de sucircreteacute comporte aujourdacutehui trois eacutetapes lacuteexploitant eacutetablit et transmet agrave lacuteASN trois ans avant lacuteeacutecheacuteance du reacuteexamen de sucircreteacute un laquo dossier dacuteorientation du reacuteexamen raquo (DOR) qui preacutecise le contour et lacuteampleur de lacuteexamen de conformiteacute preacutevu et de la reacuteeacutevaluation de sucircreteacute envisageacutee celle-ci pouvant sous reacuteserve de justifications approprieacutees ne traiter que certains sujets En retour apregraves examen par lacuteIRSN lacuteASN transmet un courrier agrave lacuteexploitant faisant part de remarques sur les orientations du reacuteexamen lacuteexploitant procegravede ensuite agrave lacuteexamen de conformiteacute comportant notamment des controcircles sur des structures systegravemes et composants et aux eacutetudes de reacuteeacutevaluation de la sucircreteacute de son installation agrave lacuteissue de ces controcircles et eacutetudes lacuteexploitant transmet agrave lacuteASN un rapport de reacuteexamen preacutecisant les conclusions de son reacuteexamen et les ameacuteliorations de sucircreteacute quacuteil a preacutevu de mettre en œuvre avec le calendrier correspondant Apregraves examen de ce dossier par lacuteIRSN et eacuteventuellement consultation de groupes permanents dacuteexperts (principalement le groupe permanent dacuteexperts pour les reacuteacteurs [GPR]) lacuteASN se prononce253 sur les conditions de poursuite de lacuteexploitation de lacuteinstallation et peut fixer agrave cette occasion des prescriptions compleacutementaires portant notamment sur des travaux agrave reacutealiser dans certains deacutelaisPour un reacuteacteur de recherche le deacuteploiement des travaux issus dacuteun reacuteexamen de sucircreteacute peut durer de deux agrave trois ans voire plus si des travaux consideacuterables sont jugeacutes neacutecessaires Les reacuteexamens de sucircreteacute constituent des eacutetapes importantes dans la vie dacuteun reacuteacteur de recherche et sont en effet susceptibles de conduire agrave des travaux significatifs (confortements sismiques de structures de geacutenie civil ameacutelioration de la protection contre les risques dacuteincendie [sectorisation]amphellip) pour peacuterenniser son exploitation ou pour inteacutegrer de nouvelles technologiesLes sujets majeurs traiteacutes de faccedilon assez usuelle agrave lacuteoccasion des reacuteexamens de sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche franccedilais sont la maicirctrise de lacuteobsolescence et du vieillissement dacuteeacutequipementslacuteadeacutequation du confinement (structures systegravemes de ventilation et dispositifs de filtration) en cas dacuteaccident seacutevegravere affectant le reacuteacteur ou en cas dacuteagression externe (explosion chute dacuteavionamphellip)la reacutesistance aux seacuteismes pour tenir compte des plus reacutecentes donneacutees sismotectoniquesla maicirctrise des risques dacuteincendieLes examens de conformiteacute sont notamment lacuteoccasion de veacuterifier par des controcircles approfondis (eacuteventuellement des carottages dans des structures de geacutenie civilamphellip) le maintien de caracteacuteristiques suffisantes du beacuteton et du cuvelage de la piscine du reacuteacteur ampsqu ces caracteacuteristiques eacutetant pour les reacuteacteurs conccedilus pour reacutesister agrave un eacuteventuel accident de type BORAX une donneacutee essentielle pour garantir la conservation dacuteun inventaire en eau de la piscine suffisant dans un tel casDe mecircme les plateformes qui surplombent la piscine du reacuteacteur peuvent devoir faire lacuteobjet de veacuterifications deacutetailleacutees de leur stabiliteacute en cas de seacuteisme afin dacuteeacuteviter leur chute sur le reacuteacteur dans un tel cas les mouvements sismiques agrave retenir font geacuteneacuteralement partie du champ de la reacuteeacutevaluation de sucircreteacute compte tenu des connaissances nouvelles acquises dans ce domaine

922 Quelques reacuteexamens de sucircreteacute marquants

Chapitre 10 Le retour dacuteexpeacuterience des reacuteacteurs de recherche franccedilais

101 Tendances quelques eacuteveacutenements marquants et leur traitement

1011 Tendances


Fuites reacutecurrentes dacuteeau de la piscine du reacuteacteur SILOE (1965-1986)


Eacuteclatement du dispositif expeacuterimental dacuteirradiation AQUILON dans SILOE (1979)


Fusion de combustible dans des crayons du cœur nourricier du reacuteacteur CABRI (2004)287 288


102 Les dispositions de renforcement de la sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche franccedilais apregraves lacuteaccident de Fukushima Daiichi

Chapitre 11 Aperccedilus sur quelques logiciels de simulation utiliseacutes pour des eacutetudes en support agrave la conception et aux analyses de sucircreteacute des reacuteacteurs de recherche franccedilais

NeutroniqueAPOLLO ce logiciel326 de simulation en deux dimensions (2D) dans le domaine de la neutronique fondeacute sur la theacuteorie du transport des neutrons (eacutequation de Boltzmann) en eacutetat stable (stationnaire) mais pouvant simuler le laquo burn-up327 raquo du combustible (calcul dit dacuteeacutevolution) pouvant prendre en compte un grand nombre de groupes dacuteeacutenergie des neutrons (300 pour des calculs usuels) est principalement utiliseacute pour deacuteterminer les laquo bibliothegraveques raquo de sections efficaces328 pouvant ensuite ecirctre utiliseacutees avec le logiciel CRONOS preacutesenteacute ci-apregraves Il sacuteagit de laquo bibliothegraveques raquo multi parameacutetreacutees de sections efficaces (les paramegravetres pouvant ecirctre la tempeacuterature la densiteacute dacuteeauamphellip) laquo condenseacutees raquo en quelques groupes dacuteeacutenergie et homogeacuteneacuteiseacutees dans les laquo cellules raquo choisies pour la repreacutesentation du systegraveme eacutetudieacute (un assemblage un crayon ou une plaque une pastilleamphellip) Dans le principe329 APOLLO (2) permet aussi de deacuteterminer les bilans neutroniques dacuteun cœur (production de neutrons par fission absorptions et fuites) avec les paramegravetres neutroniques dacuteinteacuterecirct (bilans neutroniques tels que le facteur de multiplication effectif des neutrons keff paramegravetres cineacutetiques ampsqu temps de vie des neutrons production de neutrons retardeacutes ampsqu contre-reacuteactions neutroniques efficaciteacute des absorbantsamphellip)CRONOS ce logiciel de simulation en trois dimensions de la neutronique dacuteun cœur de reacuteacteur reacutesout soit lacuteeacutequation du transport soit lacuteeacutequation de la diffusion en utilisant la meacutethode des eacuteleacutements finis agrave plusieurs groupes dacuteeacutenergie des neutrons (deux groupes sont suffisants pour les calculs courants) Il permet de deacuteterminer la distribution en trois dimensions de la puissance dans le cœur ainsi que les eacutevolutions temporelles de cette puissance lors de transitoires incidentels ou accidentels les efficaciteacutes des absorbants neutroniques Le logiciel CRONOS peut eacutegalement simuler le laquo burn-up raquo du combustible (calcul dit dacuteeacutevolution) Les sections efficaces neacutecessaires au calcul proviennent de calculs reacutealiseacutes avec le logiciel APOLLO et sont introduites comme donneacutees dacuteentreacutee CRONOS est un code multi filiegravere rien dans son organisation ou sa structure ne preacutejuge du type de reacuteacteur agrave calculer De ce fait des scheacutemas de calcul utilisant CRONOS (2) ont eacuteteacute constitueacutes (notamment en termes de maillage) pour de tregraves nombreux reacuteacteurs incluant des reacuteacteurs de recherche (figure 111)MCNP ce logiciel de simulation en geacuteomeacutetrie tridimensionnelle deacuteveloppeacute par le Los Alamos National Laboratory est historiquement le premier logiciel de simulation fondeacute sur la theacuteorie du transport de particules et la meacutethode de Monte-Carlo (Monte Carlo N-Particule transport code) Le logiciel MCNP permet de traiter de nombreux types de particules (neutrons eacutelectrons photonsamphellip) Il est utiliseacute dans de nombreux domaines outre la physique des reacuteacteurs peuvent ecirctre citeacutees la radioprotection la dosimeacutetrie la criticiteacute ou encore la physique meacutedicalePour un cœur de reacuteacteur le principe du logiciel consiste agrave suivre lacutehistoire de chaque neutron dans le systegraveme eacutetudieacute de sa naissance (source externe neutron de fissionamphellip) agrave sa mort (capture par un noyau ou fuite hors du systegraveme) Avec le logiciel MCNP le choix est geacuteneacuteralement fait dacuteutiliser un spectre continu dacuteeacutenergie des neutrons mais un spectre discreacutetiseacute peut aussi ecirctre utiliseacute Si le logiciel MCNP peut simuler le laquo burn-up raquo du combustible (calcul dit dacuteeacutevolution) il nacuteest pas apte (comme les autres logiciels de type Monte Carlo deacutecrits ci-apregraves en lacuteeacutetat actuel de leur deacuteveloppement) agrave simuler des transitoires sur un reacuteacteur les contre-reacuteactions neutroniques nacuteeacutetant pas correacuteleacutees agrave la tempeacuteratureLacutehistoire de chaque neutron deacutepend de ses interactions avec la matiegravere La distance parcourue par le neutron entre deux collisions les noyaux impliqueacutes et les types dacuteinteraction sont des paramegravetres eacutechantillonneacutes aleacuteatoirement en utilisant des reacutesultats expeacuterimentaux regroupeacutes dans des laquo bibliothegraveques raquo de donneacutees nucleacuteaires Ainsi en multipliant le suivi de nombreux neutrons on peut simuler le comportement naturel du systegraveme et calculer des valeurs numeacuteriques approcheacutees de certains paramegravetres neutroniques du cœur (bilans tels que le keff coefficients de cineacutetique mais pas les contre-reacuteactions deacutependant de la tempeacuterature) Ce type de calcul reposant sur les probabiliteacutes il est neacutecessaire de faire de nombreux tirages aleacuteatoires pour reacuteduire lacuteincertitude statistique330 Certains calculs peuvent durer plusieurs mois dacuteougrave lacuteinteacuterecirct dacuteutiliser des calculateurs puissants La repreacutesentation geacuteomeacutetrique du systegraveme eacutetudieacute repose sur une description geacuteomeacutetrique preacutecise de la surface dacuteobjets deacutefinis en fonction du problegraveme agrave traiter et qui peuvent ecirctre de tailles tregraves diffeacuterentes (allant dacuteune zone dacuteun cœur agrave une pastille de combustible par exemple) repreacutesentation dite de type surfacique Ainsi le logiciel MCNP peut ecirctre utiliseacute pour des calculs preacutecis de neutroniqueTRIPOLI (TRIdimensionnel POLYcineacutetique) ce logiciel de simulation en geacuteomeacutetrie tridimensionnelle deacuteveloppeacute par le CEA depuis les anneacutees 1960 reacutesout par la meacutethode de Monte-Carlo lacuteeacutequation du transport coupleacute des neutrons et des photons ces derniers reacutesultant des reacuteactions nucleacuteaires induites par les neutrons (fission ou capture ampsqu les photons se traduisent par le rayonnement γ) De la mecircme maniegravere quacuteavec le logiciel MCNP le choix est geacuteneacuteralement fait avec TRIPOLI dacuteutiliser un spectre continu dacuteeacutenergie des neutrons mais un spectre discreacutetiseacute peut aussi ecirctre utiliseacute Le logiciel TRIPOLI peut simuler le laquo burn-up raquo du combustible (calcul dit dacuteeacutevolution) mais pour la mecircme raison que dans le cas de MCNP il ne peut simuler des transitoires sur un reacuteacteur Avec TRIPOLI le systegraveme eacutetudieacute peut ecirctre traiteacute par une deacutefinition de surfaces (comme dans le cas de MCNP) ou selon un mode combinatoire de volumes (lacuteutilisateur speacutecifiant alors le type de volumes et le lien entre les volumes) Ses domaines dacuteapplication privileacutegieacutes sont la physique des cœurs de reacuteacteurs la criticiteacute et la radioprotection Le logiciel TRIPOLI est tregraves utiliseacute en France pour des calculs preacutecis de neutronique (calculs dits eacutetalons)Exemples dacuteutilisationLe CEA utilise le logiciel TRIPOLI pour des eacutetudes de neutronique de ses reacuteacteurs de recherche (reacuteacteur CABRI reacuteacteur Jules Horowitzamphellip) Il a eacutegalement utiliseacute TRIPOLI (4) parallegravelement avec APOLLO (2)331 pour examiner lacuteimpact dacuteun combustible UMo sur la dureacutee du cycle et sur les performances du reacuteacteur agrave haut flux de lacuteInstitut Laue-LangevinMORET ce logiciel de simulation deacuteveloppeacute par lacuteIRSN depuis les anneacutees 1970 calcule le transport des neutrons par la meacutethode de Monte Carlo Il est geacuteneacuteralement utiliseacute avec un spectre discreacutetiseacute en eacutenergie des neutrons La repreacutesentation geacuteomeacutetrique est moins deacutetailleacutee que ce quacuteil est possible de faire avec des outils de maillage associeacutes agrave MCNP et TRIPOLI Le logiciel MORET permet pour des systegravemes complexes agrave trois dimensions contenant des matiegraveres fissiles de deacuteterminer les principales grandeurs suivantes (hormis les contre-reacuteactions correacuteleacutees agrave la tempeacuterature) le facteur de multiplication effectif des neutrons (keff) le flux neutronique les taux de reacuteaction (fission absorption diffusion) dans les diffeacuterents volumes les fuites de neutrons hors du systegraveme et les paramegravetres cineacutetiques du systegraveme (proportion de neutrons retardeacutes et leurs temps de geacuteneacuteration dureacutees de vie des neutronsamphellip) La modeacutelisation geacuteomeacutetrique du systegraveme eacutetudieacute est traiteacutee selon le mode combinatoire de volumes Le logiciel est plus particuliegraverement utiliseacute pour lacuteeacutetude des risques de criticiteacute dans les installations nucleacuteaires (cacuteest-agrave-dire lacuteapparition dacuteune reacuteaction en chaicircne non maicirctriseacutee en dehors des cœurs de reacuteacteurs en fonctionnement) dans son laquo environnement raquo deacutenommeacute CRISTAL332 qui propose diffeacuterents jeux de donneacutees (et dacuteautres logiciels tels que APOLLO (2) et TRIPOLI (4))Exemples dacuteutilisationLe logiciel MORET est principalement utiliseacute par lacuteIRSN pour ses expertises concernant les risques de criticiteacute dans les installations du cycle du combustible Mais depuis une dizaine dacuteanneacutees lacuteIRSN lacuteutilise aussi pour les reacuteacteurs comme ce fut le cas pour une eacutetude destineacutee agrave tirer les enseignements dacuteune erreur de chargement de combustible survenue en 2001 dans le reacuteacteur ndeg 4 de la centrale nucleacuteaire de production dacuteeacutelectriciteacute situeacutee agrave Dampierre (deacutepartement du Loiret) Au deacutebut des anneacutees 2010 lacuteIRSN a eacutegalement utiliseacute MORET (5) pour simuler des essais reacutealiseacutes dans les anneacutees 1960 dans le reacuteacteur ameacutericain SPERT qui visaient agrave eacutetudier la reacuteponse dacuteun cœur de reacuteacteur agrave des insertions de reacuteactiviteacute par eacutechelons successifs Cette simulation a eacuteteacute meneacutee dans le cadre dacuteune intercomparaison de logiciels de simulation organiseacutee par lacuteAIEA (concernant les meacutethodes innovantes pour les reacuteacteurs de recherche333) qui visait agrave appreacutecier lacuteaptitude de diffeacuterents logiciels de simulation (utiliseacutes dans le cadre de la conception de reacuteacteurs de leur deacutemonstration de sucircreteacute ou de lacuteexpertise de cette deacutemonstration) agrave reproduire un certain nombre de mesures faites directement sur diffeacuterents cœurs de reacuteacteurs de recherche de natures neutronique et thermohydraulique Le logiciel de simulation MORET (5) a notamment permis334 de reproduire la reacutepartition radiale de la puissance dans les assemblages du cœur SPERT-IV-D 1225 (voir la figure 112) qui a eacuteteacute utiliseacutee ensuite pour des calculs dacuteeacutechauffement de ces assemblages avec le logiciel CESAR du logiciel ASTEC (voir plus loin)En 2008 dans le cadre de la reacuteeacutevaluation de lacuteaccident de type BORAX pour le reacuteacteur ORPHEE le CEA avait consideacutereacute que les insertions de reacuteactiviteacute enveloppes quacuteil estimait envisageables pour ce reacuteacteur nacuteeacutetaient pas de nature agrave conduire agrave une interaction agrave caractegravere explosif de combustible fondu avec lacuteeau (explosion de vapeur) Dans le but dacuteappreacutecier le bien-fondeacute de cette conclusion lacuteIRSN a reacutealiseacute en 2010 une eacutetude avec le logiciel MORET (5) pour deacuteterminer indeacutependamment les insertions de reacuteactiviteacute pour les sceacutenarios retenus par le CEA dont celui de rupture simultaneacutee des deux laquo sources froides raquo de la laquo source chaude raquo et des neuf doigts de gant horizontaux (figure 113) Physiquement ces eacutequipements dont la plupart contiennent un gaz creacuteent des espaces de fuite de neutrons qui ne participent donc plus agrave la reacuteaction en chaicircne Si de lacuteeau lourde vient envahir ces espaces lacuteeffet de reacuteflexion des neutrons par lacuteeau lourde est accru ce qui a pour effet dacuteaugmenter la reacuteactiviteacute du cœur La modeacutelisation du reacuteacteur utiliseacutee a eacuteteacute affineacutee de faccedilon agrave retrouver un certain nombre de paramegravetres neutroniques issus des calculs reacutealiseacutes au moment de la conception du reacuteacteur (avant 1980) ampsqu avec les logiciels TRIPOLI et TRIDENT ampsqu ou mesureacutes comme le coefficient multiplicatif keff pour diffeacuterentes positions des absorbants la cote critique des absorbants leur efficaciteacute en reacuteactiviteacuteamphellip Lacuteeacutetude de lacuteIRSN a conduit agrave une insertion de reacuteactiviteacute maximale significativement supeacuterieure agrave celle issue des calculs reacutealiseacutes par le CEA ce qui a conduit ce dernier agrave actualiser ses propres eacutetudes en utilisant une version plus reacutecente du logiciel TRIPOLI qui ont confirmeacute les reacutesultats de lacuteIRSN Il est alors apparu important pour lacuteIRSN de faire en sorte notamment que la deacutefaillance simultaneacutee de lacuteensemble des doigts de gant horizontaux puisse ecirctre eacutecarteacutee en assurant une ductiliteacute suffisante du mateacuteriau (alliage AG3NET) des doigts de gant en fin de vie Une sous-estimation de la fluence335 reccedilue par ces doigts de gant conduisit lacuteexploitant agrave revoir son calendrier de remplacement des doigts de gant LacuteAutoriteacute de sucircreteacute nucleacuteaire demanda plus preacuteciseacutement (sur lacuteavis du GPR) que lacuteexploitant veacuterifie que le calendrier de remplacement des doigts de gant horizontaux et des chaussettes des laquo sources froides raquo permette de garantir que le laquo poids raquo en reacuteactiviteacute des dispositifs preacutesentant simultaneacutement une ductiliteacute laquo tregraves faible raquo reste limiteacute (lacuteexploitant devant deacutefinir preacuteciseacutement les critegraveres de ductiliteacute et de laquo poids raquo en reacuteactiviteacute consideacutereacutes)Une eacutetude similaire336 a eacuteteacute reacutealiseacutee en 2011 par lacuteIRSN avec le logiciel MORET (5) pour eacutevaluer le caractegravere enveloppe de lacuteinsertion de reacuteactiviteacute retenue par le CEA dans son eacutetude de lacuteaccident de type BORAX pour le reacuteacteur Jules Horowitz Lacuteinsertion de reacuteactiviteacute correspond agrave lacuteeacutejection dacuteune barre de controcircle contenant du hafnium constituant le mateacuteriau absorbant des neutrons Une valeur enveloppe de lacuteinsertion de reacuteactiviteacute avait eacuteteacute deacutetermineacutee par le CEA sur la base de calculs reacutealiseacutes avec les logiciels APOLLO (2) CRONOS (2) TRIPOLI (4) Lacuteobjectif de lacuteeacutetude de lacuteIRSN eacutetait de veacuterifier ce caractegravere enveloppe notamment par des calculs de sensibiliteacute agrave diffeacuterents paramegravetres Le logiciel MORET (5) a permis de deacuteterminer lacuteinsertion de reacuteactiviteacute par la diffeacuterence de deux valeurs du coefficient de multiplication effectif (keff) calculeacutees pour deux eacutetats du cœur barre de controcircle inseacutereacutee et barre de controcircle eacutejecteacutee (laissant place agrave un laquo trou dacuteeau raquo)Une veacuterification preacutealable337 de la modeacutelisation utiliseacutee avec le logiciel MORET (5) a eacuteteacute effectueacutee sur une configuration du cœur en comparant certains paramegravetres comme le keff agrave ceux issus des calculs du CEA (APOLLO (2) et TRIPOLI (4))Les paramegravetres eacutetudieacutes dans les calculs de sensibiliteacute ont eacuteteacute le taux de combustion du combustible du cœur la configuration initiale des barres de controcircle la reacuteactiviteacute des dispositifs expeacuterimentaux (figure 114)Les reacutesultats obtenus avec le logiciel MORET (5) ont confirmeacute les reacutesultats des eacutetudes du CEA concernant lacuteinsertion de reacuteactiviteacute en cas dacuteeacutejection dacuteune barre de controcircle notamment le laquo poids raquo en reacuteactiviteacute plus important des barres absorbantes dans les assemblages de 1 couronne du cœur le caractegravere peacutenalisant du cœur neuf par rapport agrave un cœur irradieacute Ils ont aussi montreacute la faible influence de la reacuteactiviteacute des dispositifs expeacuterimentaux sur lacuteinsertion accidentelle de reacuteactiviteacute

ThermohydrauliqueCATHARE (Code avanceacute de thermohydraulique pour les accidents de reacuteacteurs agrave eau) ce laquo code systegraveme338 raquo de thermohydraulique diphasique est deacuteveloppeacute et utiliseacute principalement pour des eacutetudes de sucircreteacute des reacuteacteurs agrave eau sous pression (eacutetude du comportement thermohydraulique des reacuteacteurs lors de transitoires incidentels ou accidentels mise au point des proceacutedures associeacutees) et pour des travaux de recherche et deacuteveloppement Il est aussi inteacutegreacute dans le simulateur SOFIA339 de lacuteIRSNLe logiciel CATHARE est deacuteveloppeacute conjointement par le CEA EDF AREVA-NP et lacuteIRSN depuis 1979 La modeacutelisation du cœur et des circuits retenus pour une eacutetude peut ecirctre monodimensionnelle (1D) avec un cœur repreacutesenteacute par un canal ou assemblage laquo moyen raquo mais le logiciel CATHARE possegravede eacutegalement un module 3D permettant une repreacutesentation tridimensionnelle de la cuve et du cœurExemple dacuteutilisationsAu deacutebut des anneacutees 2010 le CEA pour lacuteeacutetablissement du rapport preacuteliminaire de sucircreteacute du reacuteacteur Jules Horowitz ainsi que lacuteIRSN pour lacuteexpertise de ce rapport ont utiliseacute le logiciel CATHARE (2) pour eacutetudier lacuteaccident de laquo rupture guillotine de lacuteeacuteleacutement particulier raquo (RGEP) de ce reacuteacteur (collecteur unique dacutealimentation en eau du cœur ampsqu voir la figure 511) Lacuteobjectif viseacute eacutetait de sacuteassurer que ce type de rupture ne pouvait pas constituer un initiateur dacuteune fusion du cœur du reacuteacteur Les critegraveres retenus agrave cette fin eacutetaient un taux de vide nul dans le cœur (pas dacuteeacutebullition) et une tempeacuterature maximale des gaines des plaques combustibles de 400 degC (afin dacuteeacuteviter une rupture par fluage)Les deux cas eacutetudieacutes correspondent (figure 115) agrave une rupture guillotine doublement deacutebattue dans la piscine et agrave une rupture guillotine agrave deacutebattement limiteacute dans un local (casemate la tuyauterie disposant dans cette casemate dacuteun dispositif anti-deacutebattement) Plusieurs conditions ont eacuteteacute retenues pour lacuteeacutetat initial du reacuteacteur juste avant la rupture notamment celles qui apparaissaient a priori les plus peacutenalisantes (puissance maximale du reacuteacteur deacutebit minimal de refroidissement du cœur pression minimale de lacuteeau agrave la sortie du cœur tempeacuterature minimale de lacuteeau agrave lacuteentreacutee du cœur niveau minimal de lacuteeau dans la piscine du reacuteacteur) Les simulations reacutealiseacutees ont notamment montreacute un deacuteclenchement automatique quasi immeacutediat de lacutearrecirct dacuteurgence par franchissement du seuil de pression basse agrave la sortie du cœur lacuteeacutetablissement dacuteun eacutecoulement gravitaire en provenance de la piscine dans les lignes dacuteaspiration de sauvegarde qui vient compenser le deacutebit sortant par la bregraveche et permet de conserver un inventaire en eau satisfaisant dans le circuit primaire principal pour la rupture dans la casemate une diminution du deacutebit sortant par la bregraveche au fur et agrave mesure que cette casemate se remplit dacuteeau et que la partie rompue de la tuyauterie est noyeacuteeLes marges minimales par rapport aux critegraveres retenus sont geacuteneacuteralement atteintes juste apregraves lacutearrecirct dacuteurgenceLacuteeacutetude meneacutee par lacuteIRSN a notamment permis dacuteeacutevaluer la sensibiliteacute des reacutesultats obtenus par le CEA ampsqu montrant le respect des critegraveres indiqueacutes plus haut ampsqu agrave certaines hypothegraveses concernant par exemple le comportement des pompes primaires (risque de cavitation) juste apregraves la survenue dacuteune bregraveche ou encore le temps dacuteouverture de la bregraveche Cette eacutetude a permis dacuteidentifier un risque de non-respect des critegraveres et degraves lors quacuteil eacutetait neacutecessaire que le CEA apporte des eacuteleacutements de nature agrave justifier que mecircme si les pompes primaires fonctionnaient (de faccedilon temporaire) en mode deacutegradeacute un deacutebit suffisant dacuteeau traverserait encore les pompes pour refroidir le cœurPar ailleurs le logiciel CATHARE (2) a permis au CEA de deacuteterminer les efforts subis notamment par le dispositif anti-deacutebattement lors dacuteune rupture dans la casemate efforts dont la connaissance eacutetait neacutecessaire pour le dimensionnement meacutecanique de ce dispositif Les calculs du CEA ont montreacute toute lacuteimportance de ce dispositif une rupture doublement deacutebattue en casemate pouvant conduire agrave une fusion du cœurampsquFLICA DULCINEE ces logiciels permettent de simuler la thermohydraulique dans un cœur de reacuteacteur et la thermique du combustible Ils sont utiliseacutes depuis plusieurs deacutecennies pour les reacuteacteurs de recherche franccedilais Le logiciel DULCINEE dispose dacuteun modegravele de neutronique dit de laquo cineacutetique point raquo (ou laquo 0D raquo) qui permet de reacutealiser des calculs couplant une neutronique simplifieacutee et la thermohydrauliqueLe logiciel FLICA (4) permet une repreacutesentation tridimensionnelle dacuteun cœur de reacuteacteur et traite les deux phases du fluide de refroidissement (liquide et vapeur) Pour les transferts thermiques dans le combustible la modeacutelisation est monodimensionnelle (1D)En association avec le logiciel CRONOS le logiciel FLICA peut ecirctre utiliseacute pour une repreacutesentation plus fine (3D) du cœur pour les eacutetudes de transitoires meneacutees avec le laquo code systegraveme raquo CATHARE La figure 116 repreacutesente le couplage disponible dans la chaicircne HEMERAExemple dacuteutilisationsPour deacuteterminer lacuteeacutenergie thermique deacuteposeacutee dans le combustible du reacuteacteur Jules Horowitz dans le cas de lacuteinsertion accidentelle de reacuteactiviteacute retenue lors de lacuteeacutetude de lacuteaccident de type BORAX (eacutejection dacuteune barre de controcircle) le CEA a mis en œuvre340 un couplage des logiciels CRONOS (2) et FLICA (4) (sans modeacutelisation de la dilatation des plaques combustibles pheacutenomegravene qui reacuteduit lacuteeacutepaisseur des canaux dacuteeau entre les plaques et donc apporte une antireacuteactiviteacute) Il a eacutegalement utiliseacute le code de laquo cineacutetique point raquo DULCINEE pour des eacutetudes de sensibiliteacute ce logiciel (laquo 0D raquo) eacutetant adapteacute agrave un petit cœur tel que celui du reacuteacteur Jules HorowitzCodes CFD (Computational Fluid Dynamics) lacuteutilisation de ce type de logiciels de simulation est croissante y compris pour les reacuteacteurs de recherche pour deacuteterminer les eacutecoulements de fluide agrave lacuteeacutechelle locale par reacutesolution des eacutequations de Navier-Stokes moyenneacutees dans le temps et dans lacuteespace sur un domaine discreacutetiseacute par des mailles de dimensions allant du millimegravetre au centimegravetreExemples dacuteutilisationsEn 2010 lacuteInstitut Laue-Langevin a reacutealiseacute en collaboration avec le laboratoire national dacuteArgonne (ANL Illinois Eacutetats-Unis) des eacutetudes341 de faisabiliteacute dacuteune laquo conversion raquo du RHF agrave du combustible agrave faible enrichissement en uranium 235 de type UMo Deux logiciels de type CFD ont eacuteteacute utiliseacutes le logiciel STAR-CD (utiliseacute par lacuteANL) et le logiciel CFX deacuteveloppeacute par ANSYS342 (utiliseacute par lacuteILL) La validiteacute des modeacutelisations a eacuteteacute veacuterifieacutee par des comparaisons agrave des mesures faites en reacuteacteur et par des intercomparaisons des reacutesultats de diffeacuterents modegraveles Ces eacutetudes ont montreacute dans une premiegravere eacutetape que le changement de combustible sans aucune modification des plaques de combustible conduirait agrave une deacutegradation notable des performances du reacuteacteur en termes notamment de flux neutronique Dacuteautres conceptions de lacuteeacuteleacutement combustible ont eacuteteacute eacutetudieacutees Lacuteune dacuteelles qui se traduirait par une augmentation de la quantiteacute de combustible sans modification des dimensions externes des plaques permettrait de conserver de bonnes performances du reacuteacteur tout en procurant des marges de sucircreteacute par rapport au risque dacuteeacutebullition dans les canaux dacuteeau situeacutes entre les plaques La mise en œuvre dacuteune laquo conversion raquo du cœur du RHF demeure toutefois soumise agrave la mise au point et agrave la qualification dacuteun nouveau combustible agrave plus forte densiteacute que lacuteUAlEn 2010 lacuteInstitut Laue-Langevin a eacutegalement utiliseacute un code CFD (CFX) pour eacutetudier le comportement des doigts de gant du RHF pour montrer lacuteabsence de fusion de lacuteeacuteleacutement combustible du cœur dans le cas de lacuteinsertion de reacuteactiviteacute qui reacutesulterait de la rupture dacuteun ou de plusieurs doigts de gant

ThermomeacutecaniqueSCANAIR ce logiciel deacuteveloppeacute par lacuteIRSN depuis 1990 permet tout particuliegraverement de simuler le comportement thermomeacutecanique des crayons de combustible des reacuteacteurs agrave eau sous pression au cours de transitoires de puissance et dacuteeacutevaluer les risques associeacutes de perte dacuteeacutetancheacuteiteacute ou de rupture des gaines Il est notamment utiliseacute pour la deacutefinition la preacuteparation et lacuteinterpreacutetation dacuteessais de tenue de crayons de combustible lors de tels transitoires tels que ceux qui ont eacuteteacute ou seront reacutealiseacutes dans le cadre du programme CIP dans le reacuteacteur CABRI Le logiciel SCANAIR permet de simuler des insertions rapides de reacuteactiviteacute (Reactivity Injection Accidents [RIA]) ou des rampes lentes de puissance telles que celles qui pourraient reacutesulter dacuteune rupture de tuyauterie de vapeur ou encore dacuteun retrait incontrocircleacute dacuteune grappe dacuteeacuteleacutements absorbants dans un cœur de reacuteacteur agrave eau sous pression Le logiciel SCANAIR modeacutelise notamment les interactions thermomeacutecaniques entre les pastilles de combustible (UO2 UPuO2) et les gaines des crayons lacuteeacutebullition du fluide reacutefrigeacuterant (eau) et les diffeacuterents meacutecanismes de deacuteformation des gainesExemple dacuteutilisationsDans sa recherche de lacuteexplication de la fusion de crayons de combustible du cœur nourricier du reacuteacteur CABRI deacutecouverte en 2004 (paragraphe 1012) le CEA exploitant de ce reacuteacteur a mis en œuvre plusieurs logiciels de simulation parmi lesquels peuvent ecirctre citeacutes APOLLO (2) TRIPOLI (4) DULCINEE et SCANAIR Comme cela a eacuteteacute indiqueacute au paragraphe 1012 le CEA en a conclu que les effets des transitoires reacutealiseacutes dans CABRI sur les crayons du cœur nourricier eacutetaient mal estimeacutes dans les eacutetudes de sucircreteacute conduites preacutealablement agrave la reacutealisation de ces transitoires Le CEA a alors deacutecideacute de mettre au point un nouvel outil de calcul pour la reacutealisation des eacutetudes preacutealables aux futurs essais du programme CIP dans la boucle agrave eau sous pression Cet outil associe le logiciel SCANAIR343 agrave des jeux de donneacutees approprieacutes Dans le cadre de lacuteexpertise du dossier transmis par le CEA visant agrave deacutemontrer que le cœur nourricier pourrait subir sans dommage les essais du futur programme expeacuterimental CIP lacuteIRSN eacutetant le deacuteveloppeur du logiciel SCANAIR a fait reacutealiser lacuteexpertise du nouvel outil du CEA par la socieacuteteacute belge AVN qui nacutea pas eacutemis de contre-indication agrave lacuteutilisation de cet outil De plus lacuteIRSN a utiliseacute le logiciel SCANAIR pour une eacutetude344 visant agrave appreacutecier la validiteacute des nouveaux critegraveres de tenue des gaines des crayons du cœur de CABRI proposeacutes par le CEA Lacuteobjectif de cette eacutetude de lacuteIRSN eacutetait dacuteeacutevaluer la coheacuterence de ces nouveaux critegraveres avec les reacutesultats dacuteun certain nombre dacuteessais reacutealiseacutes dans les reacuteacteurs SPERT aux Eacutetats-Unis et NSRR au Japon Ces essais avaient permis de deacuteterminer un seuil de rupture exprimeacute en termes dacuteeacutenergie deacuteposeacutee dans le combustible pour les gaines en acier inoxydable (environ 240 calg) Pour mener cette eacutetude il eacutetait indispensable dacuteutiliser strictement la mecircme version du logiciel SCANAIR et ses jeux de donneacutees que ceux mis au point par le CEA en vue de ses propres calculs de lacuteimpact des futurs essais CIP sur le cœur nourricier Le CEA a mis agrave la disposition de lacuteIRSN ces eacuteleacutements Lacuteeacutetude de lacuteIRSN a alors montreacute que les nouveaux critegraveres exprimeacutes345 en termes de tempeacuterature maximale des gaines (1 300 degC) et de deacuteformation eacutequivalente maximale des gaines (365 ampx0025) eacutetaient coheacuterents avec un seuil de rupture de 240 calg


Meacutecanique

Eacutevaluations en situations dacuteurgence

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Jean CouturierHassan Abou Yeacutehia

avec le concours drsquoEmmanuel Grolleauet de contributeurs du Pocircle sucircreteacute nucleacuteaire de lrsquoIRSN

DOI 101051978-2-7598-2301-7

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Preacuteface

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Liste des sigles

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Glossaire technique

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Liste des sigles IX

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Liste des sigles XI

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pcm pour cent mille

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Liste des sigles XV

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Avant-propos

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Sommaire

Preacuteface III

Avant-propos XVII

de recherche

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231 Formation 19

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Sommaire XXI

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762 Effluents 169

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franccedilais

1011 Tendances 203

Sommaire XXIII

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Partie 1

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lrsquoAIEA

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231 Formation

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96 Voir le nota 93

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100 Voir le nota 92

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Pays Puissance(MW)

HIFAR1958-2007

HFR1961

Pays-Bas(Petten)

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Pays Puissance(MW)

BR21963

Belgique(Mol)

SAFARI-11965

Fusion du cœur

OSIRIS1966-2015

France(Saclay)

RHF1971

France(Grenoble)

ORPHEE1980

France(Saclay)

RSG-GAS1987

FRM-II2004

Allemagne(Garching)

OPAL2007

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ndash hellip

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ndash hellip

ndash explosions

ndash incendies

ndash foudroiements

ndash hellip

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Partie 2

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Maquettescritiques

Eacutetudes de

physique des

reacuteacteurs

(y compris de

deacutetermination

de donneacutees

nucleacuteaires) de

protections

radiologiques

drsquoirradiation

pour tous

usages

ZOE (1948)

EL2 (1952)

EL3 (1957)

MELUSINE (1959)

TRITON (1959)

NEREIDE (1960)

PEGASE (1963)

SILOE (1963)

OSIRIS (1966)

RAPSODIE (1966)

PHEacuteNIX (1974)

AQUILON (1956)

PROSERPINE (1958)

ALIZE (1959)

RUBEOLE (1959)

MINERVE (1959)

MARIUS (1960)

PEGGY (1961)

RACHEL (1961)

SILOETTE (1964)

CESAR (1964)

EOLE (1965)

ISIS (1966)

HARMONIE (1965)

MASURCA (1966)

Essais de

sucircreteacute

CABRI (boucle en

sodium 1972)

PHEBUS (1978)

RAPSODIE (1966)

PHEacuteNIX (1973)

(pour les essais

Eacutetudes de la

physique de la

matiegravere

RHF (1971)

ORPHEE (1980)

ULYSSE (1961) type

Argonaute

SILOETTE (1964)

ISIS (1966)

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Condenseurspeints

Puisard(100 l)

SpectreGamma

Caisson FP

(partie fixe)

automatismes

thermocouple

Protectionthermique

Faisceaudessai

Tube de voiedessai

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LrsquoIRSN

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1 INTRODUCTION

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6 SOUDAGE

7 FABRICATION

hellip

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fonctionnement

probabiliteacute)

drsquoexploitation

(P = 1)

(P lt 1)

bull hellip

lt 10minus2

(P lt 10minus2)

bull hellip

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lt 10minus4

(P lt 10minus4)

bull hellip

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bull hellip

sodium

OSIRIS RHF RJH

286-323() 350-550 38-48 30-48 25-36

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OSIRIS RHF RJH

1 agrave 31013 451015 541014 191015() 111015

EffetDoppler

compris)

minus 25 pcmdegC

500 agrave 700pcm

325 pcm 731 pcm 713 pcm 730 pcm

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de lrsquoINB

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761 Radioprotection

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lt 2 mSvh

lt 100 mSvh

50 mSv 500 mSv

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762 Effluents

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Gaz rares 1 200 10 000

Tritium 12 000370

75 0001 000

Carbone 14 46003

2 00015

Iodes 3410minus3

1310minus31

013011

10 000ndash

2 00005

2010minus2

Iodes 4510minus4 05

2310minus3001

210minus2

ndash510minus3

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Reacuteacteur CABRI

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Tableau81

eacuteris

ntlrsquoa

dureacute

isdrsquo

ereacute

eacutesda

sreacute

Reacuteacteu

rDescription

totale

drsquoAlU

inseacutereacutee

puissance

Eacutenergie

thermique

deacutepo

seacutee(M

Eacutenergie

deacutegageacutee(M

Tempeacute

rature

stible

(degC)

pression

XndashI

deacutete

eacutee

oneacutet

SLndash1

3plusmn

plusmn10

riseacute

TndashI

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reacuteacteur

Eacutechellede la

maquette

avec vitres

bacirctiment

dans lecompartiment

contenant le cœur

avechublots

13 Piscine etcanaux

neutroniques

ordinaire

13 Piscine etcanaux

neutroniques

avechublots

bacirctiment

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1011 Tendances

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23 octobre 1987

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ndash Le SND doit

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319 JORF ndeg 0125 du 31 mai 2012

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Neutronique

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Thermohydraulique

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Meacutecanique

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ISBN 978-2-7598-2301-7

9 782759 823017

Preacuteface

Liste des sigles

Glossaire technique

Avant-propos

Sommaire












231 Formation


















































61 Les exploitants


LacuteIRSN

























761 Radioprotection

762 Effluents







Reacuteacteur CABRI


















1011 Tendances














Meacutecanique


Page vierge


DOI 101051978-2-7598-2301-7

copy IRSN 2019

Preacuteface

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Liste des sigles

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Glossaire technique

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Liste des sigles IX

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Liste des sigles XI

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pcm pour cent mille

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Liste des sigles XV

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Avant-propos

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Sommaire

Preacuteface III

Avant-propos XVII

de recherche

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231 Formation 19

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Sommaire XXI

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762 Effluents 169

livre_Book 02052019 143428 Page 23

franccedilais

1011 Tendances 203

Sommaire XXIII

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Partie 1

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lrsquoAIEA

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231 Formation

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96 Voir le nota 93

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100 Voir le nota 92

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Pays Puissance(MW)

HIFAR1958-2007

HFR1961

Pays-Bas(Petten)

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Pays Puissance(MW)

BR21963

Belgique(Mol)

SAFARI-11965

Fusion du cœur

OSIRIS1966-2015

France(Saclay)

RHF1971

France(Grenoble)

ORPHEE1980

France(Saclay)

RSG-GAS1987

FRM-II2004

Allemagne(Garching)

OPAL2007

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ndash hellip

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ndash hellip

ndash explosions

ndash incendies

ndash foudroiements

ndash hellip

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Partie 2

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Maquettescritiques

Eacutetudes de

physique des

reacuteacteurs

(y compris de

deacutetermination

de donneacutees

nucleacuteaires) de

protections

radiologiques

drsquoirradiation

pour tous

usages

ZOE (1948)

EL2 (1952)

EL3 (1957)

MELUSINE (1959)

TRITON (1959)

NEREIDE (1960)

PEGASE (1963)

SILOE (1963)

OSIRIS (1966)

RAPSODIE (1966)

PHEacuteNIX (1974)

AQUILON (1956)

PROSERPINE (1958)

ALIZE (1959)

RUBEOLE (1959)

MINERVE (1959)

MARIUS (1960)

PEGGY (1961)

RACHEL (1961)

SILOETTE (1964)

CESAR (1964)

EOLE (1965)

ISIS (1966)

HARMONIE (1965)

MASURCA (1966)

Essais de

sucircreteacute

CABRI (boucle en

sodium 1972)

PHEBUS (1978)

RAPSODIE (1966)

PHEacuteNIX (1973)

(pour les essais

Eacutetudes de la

physique de la

matiegravere

RHF (1971)

ORPHEE (1980)

ULYSSE (1961) type

Argonaute

SILOETTE (1964)

ISIS (1966)

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Condenseurspeints

Puisard(100 l)

SpectreGamma

Caisson FP

(partie fixe)

automatismes

thermocouple

Protectionthermique

Faisceaudessai

Tube de voiedessai

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LrsquoIRSN

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1 INTRODUCTION

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6 SOUDAGE

7 FABRICATION

hellip

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fonctionnement

probabiliteacute)

drsquoexploitation

(P = 1)

(P lt 1)

bull hellip

lt 10minus2

(P lt 10minus2)

bull hellip

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lt 10minus4

(P lt 10minus4)

bull hellip

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bull hellip

sodium

OSIRIS RHF RJH

286-323() 350-550 38-48 30-48 25-36

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OSIRIS RHF RJH

1 agrave 31013 451015 541014 191015() 111015

EffetDoppler

compris)

minus 25 pcmdegC

500 agrave 700pcm

325 pcm 731 pcm 713 pcm 730 pcm

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de lrsquoINB

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761 Radioprotection

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lt 2 mSvh

lt 100 mSvh

50 mSv 500 mSv

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762 Effluents

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Gaz rares 1 200 10 000

Tritium 12 000370

75 0001 000

Carbone 14 46003

2 00015

Iodes 3410minus3

1310minus31

013011

10 000ndash

2 00005

2010minus2

Iodes 4510minus4 05

2310minus3001

210minus2

ndash510minus3

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Reacuteacteur CABRI

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Tableau81

eacuteris

ntlrsquoa

dureacute

isdrsquo

ereacute

eacutesda

sreacute

Reacuteacteu

rDescription

totale

drsquoAlU

inseacutereacutee

puissance

Eacutenergie

thermique

deacutepo

seacutee(M

Eacutenergie

deacutegageacutee(M

Tempeacute

rature

stible

(degC)

pression

XndashI

deacutete

eacutee

oneacutet

SLndash1

3plusmn

plusmn10

riseacute

TndashI

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reacuteacteur

Eacutechellede la

maquette

avec vitres

bacirctiment

dans lecompartiment

contenant le cœur

avechublots

13 Piscine etcanaux

neutroniques

ordinaire

13 Piscine etcanaux

neutroniques

avechublots

bacirctiment

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1011 Tendances

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23 octobre 1987

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ndash Le SND doit

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319 JORF ndeg 0125 du 31 mai 2012

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Neutronique

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Thermohydraulique

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Meacutecanique

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ISBN 978-2-7598-2301-7

9 782759 823017

Preacuteface

Liste des sigles

Glossaire technique

Avant-propos

Sommaire












231 Formation


















































61 Les exploitants


LacuteIRSN

























761 Radioprotection

762 Effluents







Reacuteacteur CABRI


















1011 Tendances














Meacutecanique


Page vierge
