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Radioprotection et ingénierie nucléaire
nucléaire, d’autres types de problèmes gouvernent les études de Protection, induites par
l’activité d’organismes de recherches, de compagnies industrielles, d’ingénieries,
d’installations médicales, etc. – en France : CEA, EDF, Framatome-Anp et Cogema du
groupe Areva, Andra, Technicatome… – opérant dans le domaine du nucléaire. Parmi
ceux-ci on peut citer :
– la durée de vie des réacteurs nucléaires de puissance et l’extension de cette durée de vie
(40 ans, 50 ans, 60 ans ?) qui requiert de déterminer la fluence des neutrons sur la cuve
(RGN 5, 1999 ; RGN 6, 1993) ;
– la déconstruction (démantèlement) des installations nucléaires (la filière UNGG par
exemple en France : Bugey 1, Chinon A2, Saint-Laurent A1 et A2, …) qui conduit à
imaginer des scénarios de démantèlement à partir de la connaissance de l’inventaire
radiologique des différentes structures au cours du temps (1 an, 10 ans, 50 ans 100 ans,
300 ans… après l’arrêt de l’installation) d’une part et de l’autre des débits de dose induits
par les rayonnements issus des processus radioactifs (RGN 3, 1998) ;
– la gestion des déchets radioactifs (loi de 1991) qui poussent à des inventaires isotopiques
et une caractérisation de la radiotoxicité correspondante toujours plus exhaustifs (Lefèvre,
1986 ; RGN 5, 1997 ; Clef CEA n° 46, 2002) ;
– la sûreté des installations et des dispositifs où interviennent des études de criticité et de
protection aux différentes étapes du cycle du combustible : fabrication/enrichissement,
fonctionnement, transport, retraitement, stockage (Libman, 1996) ;
– les installations de recherches et les projets industriels futurs (réacteurs générations III et
IV, tokamaks, fusion inertielle, accélérateurs, systèmes hybrides…) pour lesquels il faut
dimensionner des protections, estimer des échauffements et des dommages dans les structures, évaluer une ambiance dosimétrique, des contraintes radiologiques de manutention
et de maintenance, concevoir et interpréter des expériences (RGN 5, 1995 ; RGN 2,
1999 ; RGN 6, 2002 ; RGN 3, 2002).
Le tableau 6.1 synthétise ces exemples d’études de protection dont l’analyse permet de
dégager une classification et une typologie des problèmes à traiter.
Tableau 6.1. Exemples d’études de protection.
Installation
Grandeurs physiques d’intérêt
Finalité
REP, réacteurs expérimentaux
Ambiance dosimétrique : calculs
de DED* neutron et γ.
Dosimétrie : fluence neutronique,
dommages induits par les neutrons
dans les matériaux, échauffements γ.
Puissance résiduelle γ, β, α, sources de rayonnements γ, β, α, neutrons, émises par un combustible
irradié.
Accessibilté dans différentes zones
de l’installation.
Durée de vie de la cuve et des internes du réacteur.
Dimensionnement des expériences
d’irradiation en réacteur.
Détermination de la puissance du
réacteur. Dimensionnement des dispositifs pour évacuation de la chaleur
résiduelle (circuits de refroidissement, piscine…).
Radioprotection et ingénierie nucléaire
nucléaire, d’autres types de problèmes gouvernent les études de Protection, induites par
l’activité d’organismes de recherches, de compagnies industrielles, d’ingénieries,
d’installations médicales, etc. – en France : CEA, EDF, Framatome-Anp et Cogema du
groupe Areva, Andra, Technicatome… – opérant dans le domaine du nucléaire. Parmi
ceux-ci on peut citer :
– la durée de vie des réacteurs nucléaires de puissance et l’extension de cette durée de vie
(40 ans, 50 ans, 60 ans ?) qui requiert de déterminer la fluence des neutrons sur la cuve
(RGN 5, 1999 ; RGN 6, 1993) ;
– la déconstruction (démantèlement) des installations nucléaires (la filière UNGG par
exemple en France : Bugey 1, Chinon A2, Saint-Laurent A1 et A2, …) qui conduit à
imaginer des scénarios de démantèlement à partir de la connaissance de l’inventaire
radiologique des différentes structures au cours du temps (1 an, 10 ans, 50 ans 100 ans,
300 ans… après l’arrêt de l’installation) d’une part et de l’autre des débits de dose induits
par les rayonnements issus des processus radioactifs (RGN 3, 1998) ;
– la gestion des déchets radioactifs (loi de 1991) qui poussent à des inventaires isotopiques
et une caractérisation de la radiotoxicité correspondante toujours plus exhaustifs (Lefèvre,
1986 ; RGN 5, 1997 ; Clef CEA n° 46, 2002) ;
– la sûreté des installations et des dispositifs où interviennent des études de criticité et de
protection aux différentes étapes du cycle du combustible : fabrication/enrichissement,
fonctionnement, transport, retraitement, stockage (Libman, 1996) ;
– les installations de recherches et les projets industriels futurs (réacteurs générations III et
IV, tokamaks, fusion inertielle, accélérateurs, systèmes hybrides…) pour lesquels il faut
dimensionner des protections, estimer des échauffements et des dommages dans les structures, évaluer une ambiance dosimétrique, des contraintes radiologiques de manutention
et de maintenance, concevoir et interpréter des expériences (RGN 5, 1995 ; RGN 2,
1999 ; RGN 6, 2002 ; RGN 3, 2002).
Le tableau 6.1 synthétise ces exemples d’études de protection dont l’analyse permet de
dégager une classification et une typologie des problèmes à traiter.
Tableau 6.1. Exemples d’études de protection.
Installation
Grandeurs physiques d’intérêt
Finalité
REP, réacteurs expérimentaux
Ambiance dosimétrique : calculs
de DED* neutron et γ.
Dosimétrie : fluence neutronique,
dommages induits par les neutrons
dans les matériaux, échauffements γ.
Puissance résiduelle γ, β, α, sources de rayonnements γ, β, α, neutrons, émises par un combustible
irradié.
Accessibilté dans différentes zones
de l’installation.
Durée de vie de la cuve et des internes du réacteur.
Dimensionnement des expériences
d’irradiation en réacteur.
Détermination de la puissance du
réacteur. Dimensionnement des dispositifs pour évacuation de la chaleur
résiduelle (circuits de refroidissement, piscine…).