Questions sur la sécurité du réacteur

Le Réacteur Haut Flux de l’ILL est uniquement dédié à la recherche. Il fonctionne en continu durant des cycles de 50 jours.

Son cœur est constitué d’un élément combustible unique d’Uranium très enrichi (10 kg) refroidi à l’eau lourde. Il produit le flux continu de neutrons le plus intense du monde soit 1,5 x 10¹⁵ neutrons par seconde et par cm². La puissance thermique, de 58 MW, n’est pas réutilisée et est évacuée par un circuit secondaire alimenté par l’eau du Drac.

La cuve à eau lourde contenant le cœur est située dans une piscine remplie d’eau déminéralisée qui assure une protection vis-à-vis des rayonnements neutrons et gammas émis par le cœur. Le réacteur est piloté au moyen d’une barre absorbante de neutrons que l’on extrait au fur et à mesure de la consommation de l’uranium. Il possède, en outre, 5 barres de sécurité, également absorbantes de neutrons, dont la fonction est l’arrêt d’urgence du réacteur.

Les neutrons produits dans le réacteur par la réaction de fission ont une très grande énergie (vitesse : 20 000 km/s). Ils sont ralentis par l’eau lourde afin de pouvoir à la fois provoquer de nouvelles fissions pour entretenir la réaction en chaîne (neutrons thermiques dont la vitesse est de 2,2 km/s) et alimenter les dispositifs expérimentaux des scientifiques.

Trois dispositifs situés à proximité immédiate du cœur permettent également de produire des neutrons chauds (10 km/s) ainsi que les neutrons froids et ultra-froids (700 m/s et 10 m/s) : il s’agit d’une part de la source chaude, constituée d’une sphère de graphite maintenue à 2600°C et de deux sources froides, dont la plus importante est constituée d’une sphère contenant 20 litres de Deutérium maintenue à l’état liquide à -248°C dans laquelle les neutrons, par une succession de collisions avec les atomes de deutérium sont ralentis à l’énergie recherchée. Les neutrons sont prélevés au sein de la cuve par une vingtaine de canaux, dont certains pointent sur l’une des sources froides ou chaude. Ces canaux, prolongés par des guides de neutrons alimentent ensuite une quarantaine d’aires expérimentales équipées d’une instrumentation de pointe, situées jusqu’à 100 mètres du réacteur.

(jpg - 295 Ki)

Oui

Dans le cadre de l’accident de Fukushima, l’ILL a retenu comme situation extrême la rupture en cascade des barrages situés sur un même cours d’eau. Les études montrent que le plus pénalisant correspond à la rupture des 4 barrages du Drac.

Pour calculer la hauteur et la vitesse de l’eau sur le site de l’ILL, il est alors supposé la rupture totale et instantanée du barrage du Sautet à son plus haut niveau de remplissage. Lors du passage de cette « vague » sur les barrages situés en dessous du Sautet, on suppose qu’elle entraine la rupture totale et instantanée de ces autres barrages, également sensés être à leur plus haut niveau de remplissage :

Il est à noter que ce scénario est bien le plus pénalisant possible. En effet, les autres grands barrages tels que Tignes, Roselend ou Grand’ maison étant situés sur des cours d’eau différents et à des distances nettement plus importantes, il est tout à fait impossible que leurs ruptures impliquent que l’eau arrive en même temps dans la cuvette grenobloise, en plus de celle du Drac.

L’ILL a fait effectuer par la société Artélia (ex Sogréah spécialisée dans ce type d’étude) une étude particulière de la rupture en cascade des 4 barrages du Drac. Cette étude, effectuée en retenant une modélisation pénalisante, conduit à une hauteur d’eau un peu inférieure à 6 m sur le site de l’ILL environ 50 minutes après la rupture du Monteynard.

Cet aléa, supposé induit par le séisme extrême, est retenu comme situation de dimensionnement pour le « noyau dur » du RHF.
De nouvelles études ont été effectuées sur les deux enceintes du réacteur pour vérifier leur résistance lors d’une telle submersion. De même, toutes les ouvertures, sas personnel et matériel, porte à camion, traversées d’enceinte pour les tuyauteries et les câbles, ont été vérifiées et si besoin renforcées pour ce niveau de submersion. Les travaux de renforcement qui se sont avérés nécessaires ont été réalisés entre 2014 et 2017.

Les conséquences pour les personnes situées dans l’environnement proche d’une installation nucléaire accidentée sont toujours évaluées en termes de dose de rayonnement (radiation) reçue.

Dans le cadre du Plan d’Urgence interne (PUI) qui est de la responsabilité de l’exploitant de l’installation, et du Plan Particulier d’Intervention (PPI) qui est de la responsabilité des pouvoirs publics et en particulier du préfet, deux cercles de danger sont définis autour de l’installation :

• Un cercle correspondant à la limite de la zone devant être évacuée : la valeur guide retenue pour définir le rayon de ce cercle est égale à 50 mSv. Pour l’accident le plus grave sur le réacteur de l’ILL, ce cercle a un rayon de 300 m. Seuls les travailleurs des entreprises situées à proximité immédiate de l’ILL sont concernés, ESRF, EMBL, PSB, UVHCI, LPSC, ST et IBS ;
• Un cercle correspondant à la limite de la zone de mise à l’abri : La valeur guide retenue pour définir le rayon de ce cercle est égale à 10 mSv.  Pour l’accident le plus grave sur le réacteur de l’ILL, ce cercle a un rayon de 500 m. Une petite partie du personnel du CNRS et du CEA est concernée. Les seuls habitants concernés sont les 300 habitants du quartier Bastille de Fontaine, situé juste de l’autre coté du Drac en face de l’ILL.

Ces valeurs réglementaires sont utilisées dans la plupart des pays. Elles sont issues de recommandations de l’OMS, traduites en droit français par l'arrêté du 20.11.2009.

Au-delà de ces cercles la dose n’est évidemment pas nulle (le nuage ne s’arrête pas à la frontière) mais elle décroit avec la distance. Au bout d’une semaine les doses sont les suivantes pour une personne située dans le panache radioactif sans aucune protection (la personne est dehors et respire l’air du panache pendant toute une semaine) :

• 3 mSv à un kilomètre ;
• 0,9 mSv à 2 km ;
• 0,15 mSv à 5 km.

A titre de comparaison :

• La dose annuelle, autre que naturelle ou médicale, est réglementairement fixée à 1 mSv pour des personnes du public ;
• La dose naturelle de rayonnement reçu par les habitants de la cuvette grenobloise est de 2,4 mSv chaque année ;
• La dose naturelle de rayonnement reçue dans certaines  régions très peuplés de l’Inde ou du Brésil est de 30 mSv chaque année ;
• La dose moyenne reçue en France pour des raisons médicales est de 1,3 mSv, avec de grandes disparités, puisque, par exemple, un scanner abdominal conduit à une dose de rayonnement de plus de 10 mSv.

Fondamentalement il existe deux types d’exposition aux rayonnements :

• L’exposition externe : la source du rayonnement est située à l’extérieur de l’organisme. Celui-ci est atteint par les particules, essentiellement les gammas, qui sont émises lors des désintégrations des produits radioactifs qui constituent cette source de rayonnement. Dans cette situation, il est relativement simple de se protéger en restant le moins de temps possible prés de la source (TEMPS), en s’éloignant de la source (DISTANCE) et en interposant des écrans (ECRAN) entre la source et soi-même. Typiquement un mur de maison va abaisser d’un facteur 10 la dose de rayonnement reçue. La grandeur pertinente est alors le débit de dose reçu par unité de temps, exprimé en mSv/h.
• L’exposition interne : la source du rayonnement est à l’intérieur de l’organisme. Cette situation va se produire si l’on respire de l’air contaminé (on respire dans le panache, le « nuage » radioactif) ou si l’on consomme des produits contaminés, eau de boisson, lait, végétaux, viande, etc...,  puisque l’on va alors incorporer puis fixer les substances radioactives dans différents organes en fonction de la nature physico-chimique des produits radioactifs incorporés. Les calculs tiennent comptent de l'ensemble des radio-éléments rejetés (voir produits de fission). Les organes sont toujours irradiés par les particules émises lors des désintégrations, mais cette fois-ci, les rayonnements étant directement émis dans l’organisme, les particules bêta et surtout alpha s’il y en a, contribuent de façon très prépondérante à la dose reçue. Bien évidement les techniques simples de protection, contre l’exposition externe, vues précédemment ne sont plus possibles une fois que la source de rayonnement est à l’intérieur de l’organisme. La grandeur pertinente est alors l’activité incorporée exprimée en Bq.

Lors d’un accident dans le réacteur de l’ILL, les doses de rayonnement reçues par les personnes situées dans le cercle de 300 m sont essentiellement dues à l’exposition externe, la source de rayonnement étant le bâtiment réacteur lui-même. De par son épaisseur, l’enceinte atténue à la source ce rayonnement, d’un facteur d’au moins 100.

Le débit de dose maximal est inférieur à 1 mSv/h à 170 m de l’enceinte, sur le périmètre de l’ILL, et de l’ordre de 0,1 mSv/h à 300 m.  Ces débits de dose faibles laissent le temps d’effectuer les gestes nécessaire dans le calme sans précipitation. C’est pourquoi, par exemple, dans une telle situation le personnel de l’ILL évacuerait le site à pied. Cette mesure est d’ailleurs plus efficace puisqu’elle résout de fait les éventuels problèmes d’embouteillage.

Pour les personnes situées au delà du cercle de 500 m les doses sont essentiellement liées aux rejets effectués par la cheminée. Par exemple, par vent du sud, cas typique le matin, les habitants de Grenoble ne recevraient strictement aucune dose. L'après-midi, par vent du nord, ils seraient susceptibles de recevoir une fraction des faibles doses mentionnées ci-dessus.

Les rayonnements ionisants provoquent deux grandes classes d’effets :

1. Les effets déterministes :

Ce sont des effets qui surviennent à forte dose, typiquement à partir de 1000 mSv,  et qui se manifesteront chez toute personne recevant une telle dose. Ces effets déterministes ont trois caractéristiques essentielles :

• Ce sont des effets à seuil. Ce fait est fondamental en termes de protection radiologique, puisqu’il permet d’affirmer qu’une dose inférieure à ce seuil n’a strictement aucun impact sur la santé.
• La gravité est fonction de la dose. Plus la dose est forte plus les manifestations cliniques sont rapides et aigües.
• Ce sont des effets précoces. Sauf cas particulier, tel que la cataracte, ces effets se manifestent très rapidement, dans les heures ou les jours qui suivent  l’exposition.

Pour une irradiation globale de l’organisme, les symptômes (fatigue, nausée, vomissements) sont d’autant plus aigus que la dose reçue est forte. La baisse des lymphocytes, globules et plaquettes explique les hémorragies et infections constatées au-delà de 2000 mSv.

2. Les effets stochastiques :

Ce sont des effets qui surviennent, à faibles et fortes doses, de façon aléatoire sur quelques individus dans une population exposée de la même façon à une même dose de rayonnement. Ces effets se manifestent essentiellement sous la forme de cancers, dit radio-induit, cancers par ailleurs strictement identiques aux différents cancers que l’on observe dans toute population humaine en l’absence de toute exposition aux rayonnements autre que naturels. Ces effets stochastiques ont pour caractéristique le strict opposé des effets déterministes :

• Ce sont des effets sans seuil. Cette hypothèse, retenue par application du principe de précaution, est là encore fondamentale en termes de protection radiologique, puisqu’elle implique qu’une dose, aussi faible soit-elle, conduit à une légère augmentation de la probabilité pour un individu de développer un cancer et donc de manière équivalente conduit à une légère augmentation de la fréquence d’apparition des cancers dans une population exposée de manière homogène.
• La gravité est indépendante de la dose. Il n’y a pas de cancer pour un organe donné plus ou moins grave suivant la dose reçue.
• Ce sont des effets tardifs. Les premiers cancers à apparaitre sont des leucémies, typiquement 5 ans après l’exposition. Des cancers « solides » peuvent apparaitre plusieurs dizaine d’années après l’exposition.

Ces effets stochastiques sont démontrés sur l’homme, par l’épidémiologie, au-dessus de 100 mSv. L’étude de référence pour l’établissement des relations dose-effet reste celle effectuée sur les populations irradiées d’Hiroshima et Nagasaki. Plus de 86000 personnes ont été, et sont encore suivies, pour ceux qui sont toujours vivants 66 ans après les explosions. Ces études ne permettent pas de mettre en évidence d’excès significatifs du taux d’apparition de cancer sur les sous groupes dont l’exposition est inférieure à 100 mSv. Cela ne veut pas dire qu’il n’y a pas d’effet sous cette valeur de dose mais seulement que si ces effets existent, ils sont trop faibles en nombre de cas excédentaires pour être significatifs sur le plan statistique. Cette difficulté, et ce n’est pas la seule, est inhérente à toute étude épidémiologique quel que soit le paramètre testé.

La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR), dont les recommandations sont à la base de toute la doctrine de protection radiologique et des textes réglementaires qui en découlent, a alors décidé d’extrapoler ces relations dose-effet dans le domaine des faibles dose par une relation linéaire et sans seuil, par application du principe de précaution.

Le coefficient de risque pour un individu quelconque de la population est actuellement estimé à 0,07 par Sv reçu. Un individu qui est donc exposé à 10 mSv voit son risque de cancer augmenter de 0,0007 sachant qu’il est de façon « naturelle » typiquement de 0,25 (une personne sur 4 développe au cours de sa vie un cancer).

Enfin, il faut noter que cette hypothèse d’absence de seuil fait l’objet de nombreux travaux de recherche en particulier dans le domaine biologique. Un nombre significatif de chercheurs pense que cette hypothèse est peu crédible sur le plan de la biologie moléculaire au regard de la complexité des mécanismes de cancérisation des tissus.

Voir aussi le site de l'IRSN, l'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire.

Non

Il est vrai que l’ILL a été fondé en 1967 et que le réacteur à haut flux a divergé pour la première fois en 1971.

Cependant, la durée de vie d’un réacteur est liée au vieillissement des structures soumises au « bombardement » (au flux) par les neutrons, en particulier la cuve  du réacteur. Sur les centrales de production, cette cuve ne peut pas être remplacée.

En revanche, sur le RHF de l'ILL toutes ces structures sont régulièrement remplacées. La cuve a été entièrement remplacée au début des années 1990, le redémarrage de l’installation « neuve » ayant été effectué en 1995. C'est un fait unique sur un réacteur. Cette cuve a actuellement l’équivalent de seulement 8 années de fonctionnement à pleine puissance. 

De même, entre 2004 et 2007, 30 millions d’euros ont été investis dans le renforcement sismique du bâtiment réacteur. Celui-ci est par conséquent conforme à la règle fondamentale de sûreté la plus récente concernant le dimensionnement au séisme.

Tous les autres équipements font classiquement l’objet de maintenance, de jouvence et de remplacement.

Non

Le cœur du réacteur est au centre d’une cuve d'eau lourde, d’environ 15 m3, elle-même plongée au fond d’une piscine d'eau légère de volume égal à 450 m³. En cas de perte totale de toutes les alimentations électriques, externe et de premier secours, le cœur est refroidi en convection naturelle dans la cuve du réacteur, l’eau se stabilisant à une température d’environ 60 °C. Cette cuve est elle-même refroidie, également en convection naturelle, par l’eau de la piscine sa température se stabilisant à une valeur inférieure.

A un séisme de magnitude 5,7 à 7 km de profondeur juste sous le réacteur.

A sa construction en 1970, le réacteur avait été dimensionné pour résister à un séisme répondant aux règles parasismiques de l'époque (intensité VIII selon les règles parasismiques PS 67 alors en vigueur). Depuis, les connaissances sur le risque sismique ont évolué, de même que la réglementation, devenue encore plus exigeante.

En 2004 les études visant à déterminer le niveau de séisme à prendre en compte et à vérifier le dimensionnement parasismique des installations de l’ILL ont été reprises. Ces études ont abouti à la réalisation d’importants travaux de renforcement sismique. Ces travaux ont été achevés en 2006 pour un coût de l’ordre de 30 millions d’euros. Le réacteur de l'ILL est désormais dimensionné pour résister à un séisme de 5,7 situé à 7 km de profondeur, précisément sous le bâtiment réacteur.

La démarche utilisée est celle préconisée dans la Règle Fondamentale de Sûreté (RFS 2001-01) édictée par l’Autorité de Sûreté Nucléaire pour évaluer l’aléa sismique sur les sites des installations nucléaires. Cette démarche comporte plusieurs étapes :

1. Détermination des séismes susceptibles de se produire à proximité de l’installation
   Cette étude a été confiée à des experts, suivant une méthode qui consiste, en résumé, à définir des zones dans lesquelles la probabilité d’un séisme est identique en tout point. On définit donc la zone sismo-tectonique dans laquelle se situe l'ILL, ainsi que les zones contigües, et l'on considère ensuite que si un séisme s’est produit en un point de la zone, un autre peut se produire à n’importe quel autre endroit de la même zone. L’étude se base sur la connaissance des failles sismiques et sur la sismicité historique qui permet de remonter jusqu’au XIVème siècle. (Voir base de données SISFrance). On prend alors en compte le séisme le plus fort observé dans la zone.
2. Définition des caractéristiques des séismes à prendre en compte pour dimensionner ou renforcer l’installation :
   l’étape suivante consiste « transférer » les séismes identifiés précédemment, directement sous l’installation pour le séisme maximum de la zone dans laquelle se situe l’installation, et sur la frontière de la zone, au plus près de l’installation,  pour les séismes maximaux des zones voisines.  Pour l’ILL, on retient ainsi 2 séismes, dits Séismes Maximaux Historiquement Vraisemblables (SMHV) qui ont les caractéristiques suivantes :
   a. Le séisme de Corrençon (1962) de magnitude 5,2  à une profondeur  de 7 km 
   b. Le séisme de Chamonix (1905) de magnitude 5,7, à une distance de 15 km
   Les SMHV sont ensuite majorés pour obtenir les Séismes Majorés de Sécurité  en rajoutant 0,5 sur la magnitude de chaque séisme.
3. Calcul des mouvements du sol correspondant à ces séismes : 
   Ce calcul est effectué selon la méthode préconisée par la RFS 2001-01 et en tenant compte des effets de site, c'est-à-dire des effets d’amplification du mouvement du sol dus au remplissage sédimentaire de la cuvette grenobloise. Il s’agit de calculs de «spectres de réponse en accélération» : ils donnent le niveau d’accélération maximum généré par le séisme en fonction de la fréquence des mouvements du sol. En faisant ce calcul, on s’aperçoit que le séisme le plus pénalisant à retenir est celui de Corrençon. D’autre part, le niveau d’accélération du Séisme Majoré de Sécurité (SMS) est environ 1,5 fois plus élevé que celui du SMHV.     

C’est ainsi le spectre de réponse calculé pour le SMS Corrençon, soit un séisme de magnitude 5,7 se produisant sous l’installation à une profondeur de 7 km, qui a été utilisé par les ingénieurs en génie parasismique pour calculer  les renforcements  nécessaires du bâtiment réacteur afin qu’il résiste au SMS tout en prenant en compte des marges de dimensionnement.

Suite à l’accident de Fukushima-Daïchi, l’Autorité de sûreté Nucléaire a demandé aux exploitants, en particulier de réacteurs (EDF, AREVA, CEA et ILL), de prendre en compte un séisme extrême plus fort que celui du dimensionnement.

Oui. Cependant un séisme est d’autant plus improbable qu’il est plus intense !

Pour définir l’aléa sismique sur son site, l’ILL a demandé à la société Géoter, qui a effectué la nouvelle étude de l’aléa sismique sur l’ensemble du territoire national, d’effectuer une étude probabiliste spécifique centrée sur le site d’implantation du réacteur à haut flux.
Le résultat de ce type d’étude n’est pas donné en magnitude, mais en accélérations aux différentes fréquences pertinentes pour les bâtiments et les équipements. L’intérêt de ce type de sortie de résultats est d’être immédiatement exploitable par les ingénieurs « génie civil et mécaniques » car les efforts auxquels doivent résister les bâtiments et équipements découlent simplement de ces accélérations sismiques.

La représentation la plus classique de l’aléa sismique est alors donnée sous la forme d’un « spectre » qui relie l’accélération en fonction de la fréquence.

On constate sur ces courbes que le séisme finalement retenu par l’ILL suite à l’accident de Fukushima et tenant compte de façon forfaitaire des amplifications possibles de ces accélérations dues à un effet de site dans la cuvette grenobloise, conduit à des accélérations : 

• Plus de deux fois plus importantes que celles induites par le séisme de dimensionnement (Séisme Majoré de Sécurité : voir " A quel séisme doit résister le réacteur de l'ILL ? ")
• Largement supérieures au séisme de période de retour 20000 ans
• Largement supérieures au séisme maximal physiquement possible (SMPP) correspondant à la rupture de la faille de Belledonne sur ses 80 km de longueur  

De façon approximative, ces accélérations correspondent à un séisme de magnitude 7,3, donc beaucoup plus intense que celui retenu pour le dimensionnement (SMS = 5,7).

Conformément aux prescriptions de l’ASN, c’est à ce niveau de séisme qu'est dimensionné le « noyau dur » du RHF. 

Oui
Le bâtiment réacteur est dimensionné pour résister mécaniquement à la pression de l'eau. Même dans cette situation il resterait étanche à l’eau.

La montée d’eau due à la rupture du barrage de Monteynard n’affecterait donc pas les structures du bâtiment. En revanche elle conduirait à la perte totale des alimentations électriques. En effet les deux postes d’alimentation en 20 kV, ainsi que les deux diesels de secours seraient sous l’eau.

La perte de ces alimentations électriques provoquerait automatiquement l’arrêt du réacteur par la chute des barres de sécurité. Le refroidissement serait correctement effectué par simple convection naturelle avec l'eau de la piscine. 

Non

Le réacteur dispose de trois capteurs (accéléromètre 3 axes) qui surveillent en permanence les mouvements du sol. Si deux de ces trois capteurs détectent une accélération supérieure à 0,01 g il y a un arrêt automatique du réacteur par chute des barres de sécurité. Cette accélération de 0,01 g correspond à un faible séisme de magnitude inférieure à 3, proche du réacteur.

Le réacteur dispose de cinq barres de sécurité indépendantes qui sont en permanence en position haute lorsque le réacteur fonctionne. Elles sont tenues dans cette position haute par un électro-aimant. L’action de chute de barres est donc une action à « sécurité positive » : tout défaut, toute perte d’alimentation électrique, coupure de câble, etc… conduit à la chute de ces barres sous l’action de la pesanteur, par la perte d’alimentation des électro-aimants. Cet arrêt automatique ne nécessite donc aucune énergie extérieure.

Pour accélérer la chute de ces barres celles-ci sont propulsées par de l’air comprimé sous 10 bars, disponible en permanence dans un petit réservoir situé au dessus des barres de sécurité. Une baisse de pression de l’air comprimé dans ces réservoirs conduit également automatiquement à la chute des barres.