Savoir et comprendre

Les risques de criticité sont présents à toutes les étapes du cycle du combustible, dans les installations recevant des matières fissiles ainsi que lors des opérations de transport de ces matières. Assurer la sûreté des transports et des installations nucléaires de base autres que les réacteurs nucléaires en exploitation impose de prendre les dispositions nécessaires pour maîtriser ces risques.

La prévention de ces risques consiste à déterminer les conditions qui permettent d’assurer la sous-criticité, c’est-à-dire le non-déclenchement de réactions en chaîne incontrôlées. Ces conditions se traduisent par des dimensionnements à respecter dans la conception des appareillages et par des règles d’exploitation à appliquer.

L’objet des études de criticité est d’étudier les dispositions les mieux adaptées, nécessaires et suffisantes pour prévenir le déclenchement d’une réaction en chaîne lors de la manipulation de matières fissiles. L’étude des conditions de sûreté consiste à vérifier, par le calcul, que les limitations imposées aux paramètres de contrôle de la criticité rendent le système sous-critique, c’est-à-dire que le facteur de multiplication effectif keff reste strictement inférieur à 1, avec des marges de sécurité suffisantes

L’évaluation des conditions de criticité d’un système nécessite l’étude du comportement de sa population neutronique, avec tout particulièrement le traitement des équations du transport des neutrons dans la matière.

La résolution d’un problème de criticité met en oeuvre des données nucléaires de base (sections efficaces), connues avec une plus ou moins bonne précision, et une suite hiérarchisée de modèles de représentation des phénomènes neutroniques intégrée dans les codes de calcul : la migration des neutrons dans la matière, les fuites neutroniques hors du système, le ralentissement des neutrons, etc.

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C’est le rôle des études expérimentales de criticité de reproduire en vraie grandeur des configurations aux caractéristiques chimiques, géométriques et neutroniques connues afin de qualifier les schémas de calcul. L’effort de qualification consiste à exploiter systématiquement les résultats d’expériences critiques (programmes expérimentaux menés par l’IRSN, le CEA, aux Etats-Unis, au Japon, etc.), expériences évaluées par l’ICSBEP (International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project) auquel participe l’IRSN.

La compréhension de l’origine des écarts entre le calcul et l’expérience permet d’en déduire l’incertitude à introduire sur le facteur de multiplication effectif keff calculé dans les situations réelles à traiter.

La méthode d’analyse des risques de criticité s’appuie sur la règle fondamentale de sûreté n° 1.3.c du 18 octobre 1984, relative à la prévention des risques de criticité dans les installations nucléaires de base autres que les réacteurs.

Cette règle précise notamment que la sous-criticité d’un système doit être obtenue en imposant des limites à un nombre restreint de paramètres opérationnels (masse de matière fissile, dimensions géométriques du milieu fissile, etc.), en tenant compte de la présence ou non de poisons neutroniques spécifiques.

Les valeurs limites imposées aux paramètres doivent être telles que le système reste sous-critique, avec des marges de sécurité suffisantes, dans toutes les situations normales, incidentelles et accidentelles considérées comme plausibles.

Un accident de criticité se traduit par un dégagement d’énergie, retrouvé essentiellement sous forme de chaleur, accompagné de l’émission intense de rayonnements neutroniques et gamma.

Depuis 1945, une soixantaine d’accidents de criticité ont été recensés dans le monde, la plupart aux Etats- Unis et dans l’ex-URSS, entraînant plusieurs morts par irradiation directe.

La connaissance des mécanismes des accidents est nécessaire pour approfondir l’évaluation de la sûreté des installations, optimiser la détection et préparer une intervention.

L’IRSN développe des outils de calcul et mène des études sur les accidents de criticité pour améliorer les connaissances concernant les excursions de criticité accidentelles, ainsi que leurs conséquences sur le personnel et l’environnement.  

Le développement de codes de calculs de criticité fait l’objet du projet CRISTAL, cadre d’une collaboration entre l’IRSN, le CEA et COGEMA. Le “formulaire” de calcul CRISTAL s’appuie sur les codes de neutronique de la génération actuelle (APOLLO 2, TRIPOLI 4 et MORET 4) et sur une base internationale de données nucléaires de qualité (JEF 2.2).

Pour plus d'informations télécharger le dossier "Les risques de criticité dans les usines et laboratoires nucléaires"