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IRSN, Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire

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Enhancing Nuclear Safety


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Campagne de mesures réalisée lors d’une évacuation d’assemblages de combustible irradié d’une centrale nucléaire

T. Lahaye, P. Hartmann, P. Alexandre, T. Bolognese-Milsztajn, D. Buchdahl, D. Cutarella, Y. Guibbaud,C. Itie, S. Menard, H. Muller, J.L. Pochat, C. Texier L. Van-Ryckeghem Congrès SFRP2001, Tours, 19-21 juin, in French

Summary

Dans le cadre du programme de recherches mené par l’irsn dans le domaine de la dosimétrie des neutrons, et conformément à la démarche engagée par EDF d’optimisation de la radioprotection lors de l’évacuation de combustible usé, l’irsn a effectué en juillet 2000 une campagne de mesures lors de l’évacuation d’un emballage de transport de combustible de la centrale EDF de Dampierre-en-Burly (4 x 900 MWe). Lors de l’évacuation d’emballages de transport de combustible irradié vers le centre de retraitement ou lors de la réception de nouveaux assemblages dans une centrale nucléaire, le personnel intervenant est soumis à une exposition de rayonnements gamma et neutron. Au cours des dernières années, les principaux facteurs suivants ont eu pour effet d’augmenter les doses des travailleurs soumis aux neutrons : § l’utilisation de combustible à oxydes mixtes d’uranium et de plutonium (MOX) dans les réacteurs 900 MWe ; § l’augmentation des taux de combustion (> 35000 MWj/t) ; § le renforcement des contrôles de contamination des emballages de transport ; § la mise en application de la publication 60 de la CIPR intégrant une réévaluation du facteur de pondération wR. Au cours de cette campagne, l’irsn a réalisé un vaste programme de mesures comprenant les opérations suivantes : - la mise en situation pour sa validation d’un prototype de dosimètre individuel électronique neutron (DIEDAC) en cours de transfert de technologie vers la société Saphymo ; - la caractérisation du champ de rayonnements neutroniques aux postes de travail par des mesures de spectrométrie “multisphère” en différents points de l’emballage dans la fosse de préparation du bâtiment combustible et sur la remorque de transport (17 points de mesure) ; - l’étude du comportement du dosimètre individuel neutron à bulles et de débitmètres neutron industriels (Harwell, Berthold, Cramal 21) ; - l’évaluation des débits de dose gamma à l’aide de plusieurs radiamètres industriels (Scintomat, Befic, Babyline) ; - l’étude du comportement de dosimètres individuels gamma. Les résultats de cette campagne de mesures ont permis de tirer un certain nombre d’enseignements, et notamment : l’inhomogénéité en énergie et en fluence des champs de rayonnements neutroniques autour de l’emballage de transport conduisant à de fortes variations de l’équivalent de dose neutron en fonction de la localisation, le bon comportement du prototype de dosimètre électronique neutron (DIEDAC) et une grande dispersion des résultats de mesures entre les différents débitmètres neutron testés. Une sur-réponse en moyenne du dosimètre neutron utilisé aujourd’hui en routine a également été constatée, ce qui conduit à des évaluations majorantes des doses reçues par le personnel EDF lors des opérations d’évacuation de combustible irradié.

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