6 - L’ingénierie de la radioprotection : généralités
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Parmi les grandeurs radiologiques importantes à prendre en compte on peut citer :
– Le débit de dose associé aux neutrons et aux γ qui se propagent dans l’enceinte et hors
de l’enceinte du réacteur. En effet, il faut déterminer les débits de doses auxquels le
personnel et le public sont respectivement exposés au cours du fonctionnement normal de
l’installation, d’interventions en des lieux spécifiques en situations incidentelle et/ou accidentelle et s’assurer que ces débits de dose restent compatibles avec les valeurs maximales
admissibles.
– L’énergie déposée dans les structures de l’installation par les neutrons et les γ. La connaissance de cette énergie permet d’évaluer les dommages causés aux matériaux par les rayonnements, d’évaluer également la production de gaz, comme l’hydrogène et l’hélium,
formés par des réactions nucléaires et des processus radiolytiques.
– L’activité des fluides qui circulent dans les diverses canalisations du réacteur. Tel est le
cas de l’eau du circuit primaire, où la capture neutronique sur l’oxygène 16 produit de
l’azote 16 ; l’azote 16 est émetteur de deux γ : l’un d’énergie 6,13 MeV et le second de
7,11 MeV. Cette activation induit des débits de dose dont l’estimation est rendue nécessaire en cas d’intervention. L’activation apparaît aussi dans les problèmes de contamination des circuits de fluides par la circulation et le dépôt de produits de corrosion.
– La puissance résiduelle dégagée par le combustible irradié. En effet, l’évacuation de la
puissance résiduelle, en régime normal et accidentel (la plage des « temps de
refroidissement » d’intérêt s’étend sur quelques jours), conditionne le dimensionnement
des circuits de refroidissement. Elle influe également sur les caractéristiques technologiques du combustible et la gestion du combustible dans le cœur. Sur la gamme des temps
de refroidissement s’étendant jusqu’à quelques années, intervient le stockage en
piscine qui exige de ne pas dépasser une puissance admissible pour le cœur déchargé,
puis le transport du combustible en château soumis au respect d’une puissance maximale.
Dans l’aval du cycle, on cherche à déterminer la puissance résiduelle dégagée par les
déchets en rapport avec leur conditionnement et les conditions de stockage/entreposage ;
les temps de refroidissement vont alors de quelques mois à plusieurs millions d’années.
– La radiotoxicité des radionucléides produits dans l’ensemble du cycle du combustible
nécessitant d’établir un inventaire radiologique des objets irradiés.
Ainsi, plus généralement dans l’ensemble des opérations du cycle du combustible (« en
réacteur » et « hors réacteur » : fabrication, gestion dans le réacteur, stockage en piscine,
transport, retraitement, recyclage, entreposage, stockage géologique) toutes filières
considérées : REP, RNR, REB, UNGG, réacteurs expérimentaux, réacteurs avancés,
systèmes hybrides accélérateur/réacteur sous-critique se posent l’un ou plusieurs des
problèmes suivants :
– le contrôle des quantités de matières radioactives (établissement de bilans matière),
– l’évacuation de la puissance résiduelle,
– la protection contre les rayonnements (détermination du terme source),
– la détermination du niveau de contamination (radiotoxicité…).
Les études de protection ont donc pour but :
– de quantifier, à l’aide de méthodes de physique-mathématiques et de codes de calcul –
codes protection – des grandeurs macroscopiques pertinentes permettant d’évaluer l’effet
des rayonnements sur la matière organique et la matière inerte (les matériaux) et de
prendre les mesures appropriées éventuelles pour s’en protéger ;
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Parmi les grandeurs radiologiques importantes à prendre en compte on peut citer :
– Le débit de dose associé aux neutrons et aux γ qui se propagent dans l’enceinte et hors
de l’enceinte du réacteur. En effet, il faut déterminer les débits de doses auxquels le
personnel et le public sont respectivement exposés au cours du fonctionnement normal de
l’installation, d’interventions en des lieux spécifiques en situations incidentelle et/ou accidentelle et s’assurer que ces débits de dose restent compatibles avec les valeurs maximales
admissibles.
– L’énergie déposée dans les structures de l’installation par les neutrons et les γ. La connaissance de cette énergie permet d’évaluer les dommages causés aux matériaux par les rayonnements, d’évaluer également la production de gaz, comme l’hydrogène et l’hélium,
formés par des réactions nucléaires et des processus radiolytiques.
– L’activité des fluides qui circulent dans les diverses canalisations du réacteur. Tel est le
cas de l’eau du circuit primaire, où la capture neutronique sur l’oxygène 16 produit de
l’azote 16 ; l’azote 16 est émetteur de deux γ : l’un d’énergie 6,13 MeV et le second de
7,11 MeV. Cette activation induit des débits de dose dont l’estimation est rendue nécessaire en cas d’intervention. L’activation apparaît aussi dans les problèmes de contamination des circuits de fluides par la circulation et le dépôt de produits de corrosion.
– La puissance résiduelle dégagée par le combustible irradié. En effet, l’évacuation de la
puissance résiduelle, en régime normal et accidentel (la plage des « temps de
refroidissement » d’intérêt s’étend sur quelques jours), conditionne le dimensionnement
des circuits de refroidissement. Elle influe également sur les caractéristiques technologiques du combustible et la gestion du combustible dans le cœur. Sur la gamme des temps
de refroidissement s’étendant jusqu’à quelques années, intervient le stockage en
piscine qui exige de ne pas dépasser une puissance admissible pour le cœur déchargé,
puis le transport du combustible en château soumis au respect d’une puissance maximale.
Dans l’aval du cycle, on cherche à déterminer la puissance résiduelle dégagée par les
déchets en rapport avec leur conditionnement et les conditions de stockage/entreposage ;
les temps de refroidissement vont alors de quelques mois à plusieurs millions d’années.
– La radiotoxicité des radionucléides produits dans l’ensemble du cycle du combustible
nécessitant d’établir un inventaire radiologique des objets irradiés.
Ainsi, plus généralement dans l’ensemble des opérations du cycle du combustible (« en
réacteur » et « hors réacteur » : fabrication, gestion dans le réacteur, stockage en piscine,
transport, retraitement, recyclage, entreposage, stockage géologique) toutes filières
considérées : REP, RNR, REB, UNGG, réacteurs expérimentaux, réacteurs avancés,
systèmes hybrides accélérateur/réacteur sous-critique se posent l’un ou plusieurs des
problèmes suivants :
– le contrôle des quantités de matières radioactives (établissement de bilans matière),
– l’évacuation de la puissance résiduelle,
– la protection contre les rayonnements (détermination du terme source),
– la détermination du niveau de contamination (radiotoxicité…).
Les études de protection ont donc pour but :
– de quantifier, à l’aide de méthodes de physique-mathématiques et de codes de calcul –
codes protection – des grandeurs macroscopiques pertinentes permettant d’évaluer l’effet
des rayonnements sur la matière organique et la matière inerte (les matériaux) et de
prendre les mesures appropriées éventuelles pour s’en protéger ;