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Radioprotection et ingénierie nucléaire
– au contact des écrans,
– à la limite des différentes zones ;
– de rédiger les spécifications ou consignes fixant les conditions d’accessibilité du
personnel (opérations de maintenance ou de contrôle périodiques de composants et de
structures…), les temps d’intervention, les doses et débits de dose maximaux ;
– d’établir des critères particuliers pour couvrir des situations pour lesquelles des précisions sont à apporter lors des phases ultérieures ;
– d’optimiser la disposition des locaux et des composants par la prise en compte de la
contrainte radioprotection au niveau de l’architecture de l’installation (positionnement et
géométrie des réserves d’eau, structures du réacteur…) ;
– de choisir les principales options de sûreté concernant les écrans (tenue au feu, à la pression, à la corrosion, au séisme).
Pour cette phase, le principal écueil à éviter est de traiter trop rapidement et superficiellement ces différents points pour envisager et étudier immédiatement les solutions possibles
en termes de dimensionnement d’écrans. Ceci peut avoir comme principale
conséquence :
– de passer à côté, par des discussions ou des dispositions simples, d’une simplification du
problème, d’où un surcoût immédiat et futur,
– d’avoir à revenir sur ces points lors de la suite du projet, d’où, là aussi, un surcoût financier et calendaire.
Il faut absolument, à ce stade de l’étude, se faire une idée la plus claire possible de son
déroulement et, à partir de l’analyse des points durs prévisibles et de la nature du projet,
équilibrer les différents aspects de la démarche :
– exploitation du retour d’expérience,
– évaluation des incertitudes et définition des marges à prendre en compte,
– prise en compte d’essais ou de mesures complémentaires,
– vu la précision estimée des calculs, nécessité de garder des possibilités d’ajustements.
9.3. Identification des sources de rayonnements
Dans le chapitre 8, nous avons vu que les sources émettrices de rayonnements neutron
et/ou γ à considérer ont été classées en deux catégories :
– les sources primaires, qui émettent directement les rayonnements (solutions d’actinides
émetteurs de neutrons, cœur et circuit primaire de réacteur nucléaire, sources neutroniques de démarrage, assemblages combustibles neufs ou irradiés, plasma des réacteurs à
fusion, sources médicales, traceurs et irradiateurs industriels, accélérateurs de
recherche…),
– les sources secondaires (ou induites, ou résiduelles), qui sont liées à l’environnement de
la source primaire (matériaux de structure, de protection ou de confinement émettant des
rayonnements de diffusions, de captures ou d’activations pendant et après l’émission de la
source primaire, dépôts d’éléments irradiants dans les circuits…).
Ici, il s’agit principalement d’identifier la nature des particules émises (neutrons, γ, β, α,
rayonnements mixtes…), les énergies associées (spectres d’émission, distribution angulaire)
Radioprotection et ingénierie nucléaire
– au contact des écrans,
– à la limite des différentes zones ;
– de rédiger les spécifications ou consignes fixant les conditions d’accessibilité du
personnel (opérations de maintenance ou de contrôle périodiques de composants et de
structures…), les temps d’intervention, les doses et débits de dose maximaux ;
– d’établir des critères particuliers pour couvrir des situations pour lesquelles des précisions sont à apporter lors des phases ultérieures ;
– d’optimiser la disposition des locaux et des composants par la prise en compte de la
contrainte radioprotection au niveau de l’architecture de l’installation (positionnement et
géométrie des réserves d’eau, structures du réacteur…) ;
– de choisir les principales options de sûreté concernant les écrans (tenue au feu, à la pression, à la corrosion, au séisme).
Pour cette phase, le principal écueil à éviter est de traiter trop rapidement et superficiellement ces différents points pour envisager et étudier immédiatement les solutions possibles
en termes de dimensionnement d’écrans. Ceci peut avoir comme principale
conséquence :
– de passer à côté, par des discussions ou des dispositions simples, d’une simplification du
problème, d’où un surcoût immédiat et futur,
– d’avoir à revenir sur ces points lors de la suite du projet, d’où, là aussi, un surcoût financier et calendaire.
Il faut absolument, à ce stade de l’étude, se faire une idée la plus claire possible de son
déroulement et, à partir de l’analyse des points durs prévisibles et de la nature du projet,
équilibrer les différents aspects de la démarche :
– exploitation du retour d’expérience,
– évaluation des incertitudes et définition des marges à prendre en compte,
– prise en compte d’essais ou de mesures complémentaires,
– vu la précision estimée des calculs, nécessité de garder des possibilités d’ajustements.
9.3. Identification des sources de rayonnements
Dans le chapitre 8, nous avons vu que les sources émettrices de rayonnements neutron
et/ou γ à considérer ont été classées en deux catégories :
– les sources primaires, qui émettent directement les rayonnements (solutions d’actinides
émetteurs de neutrons, cœur et circuit primaire de réacteur nucléaire, sources neutroniques de démarrage, assemblages combustibles neufs ou irradiés, plasma des réacteurs à
fusion, sources médicales, traceurs et irradiateurs industriels, accélérateurs de
recherche…),
– les sources secondaires (ou induites, ou résiduelles), qui sont liées à l’environnement de
la source primaire (matériaux de structure, de protection ou de confinement émettant des
rayonnements de diffusions, de captures ou d’activations pendant et après l’émission de la
source primaire, dépôts d’éléments irradiants dans les circuits…).
Ici, il s’agit principalement d’identifier la nature des particules émises (neutrons, γ, β, α,
rayonnements mixtes…), les énergies associées (spectres d’émission, distribution angulaire)