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Questions-réponses

L'Institut Laue-Langevin (ILL) est un institut de recherche international, à la pointe de la science et de la technologie neutroniques. Situé à Grenoble, capitale des Alpes françaises, il exploite une des sources de neutrons les plus intenses au monde.

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Sécurité

Pour poser vos questions concernant :

° Les recherches scientifiques effectuées à l’ILL recherche(at)ill.eu

° Le réacteur à Haut Flux de l’ILL suretereacteur(at)ill.eu

° La radioprotection et la surveillance de l’environnement environnement(at)ill.eu


Les réponses à vos questions seront regroupées par thème et publiées dans la Foire aux Questions disponible sur notre site.

Questions-réponses sur la sécurité du réacteur

Quelles sont les caractéristiques techniques du réacteur de l'ILL ?

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.




Le réacteur de l'ILL est-il un "vieux" réacteur ?

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.

A quel séisme doit résister le réacteur de l'ILL ?

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 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.

Un séisme plus important est-il possible ?

Les études sont effectuées à partir de la sismicité des Alpes, qui est considérée comme modérée à l’échelle mondiale.

Les scientifiques estiment que dans le Sud Est de la France :
•    la fréquence des séismes de magnitude supérieure à 4 est d’un tous les 3 ans,
•    la fréquence des séismes de magnitude supérieure à 5 est de un tous les 30 ans
•    la fréquence des séismes de magnitude supérieure à 6 est de un tous les 300 ans


Le séisme historique le plus fort est celui de Lambesc en 1909 dans le Sud de la France, dont la magnitude a été estimée à 6. Il est donc très peu probable qu’un séisme de magnitude supérieure à 5,7 se produise directement sous l’installation. En ce qui concerne la région grenobloise, les sismologues estiment qu’un  séisme de magnitude comprise entre 5,5 et 6 pourrait se produire sur la faille de Belledonne située à 15 km de l’ILL. Les niveaux d’accélération atteints à l’ILL resteraient dans l’enveloppe du SMS.  Il est donc extrêmement peu probable que le réacteur soit soumis à des mouvements sismiques plus importants que ceux qui ont été pris en compte pour son dimensionnement.

La rupture du barrage peut-elle provoquer une vague comme celle d’un Tsunami ?

Oui et non.

La rupture du barrage de Monteynard est celle qui provoquerait la montée d’eau la plus élevée dans l’Y Grenoblois.

Il ne s’agirait pas d’une vague arrivant à très grande vitesse comme celle d’un tsunami. A partir du moment où l’eau arriverait dans la vallée, il se formerait un front d’eau se déplaçant à une vitesse qui diminuerait avec la distance parcourue. Ainsi, au niveau de l’ILL, l’eau arriverait environ une heure après la rupture du barrage, à une vitesse de 10 km/h ; le niveau d’eau atteint serait de 4 mètres en 20 minutes.

Le réacteur de l'ILL est-il dimensionné pour résister à une rupture du barrage ?

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. 

Faut-il une intervention humaine pour arrêter le réacteur en cas de séisme ?

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.




Faut-il disposer d'une alimentation électrique pour refroidir le réacteur après son arrêt ?

Non.
Après l’arrêt du réacteur, le refroidissement du cœur peut être assuré par simple convection naturelle, donc en l’absence de toute source d’énergie électrique.


Après l’arrêt du réacteur, qui correspond à l’arrêt de la réaction en chaîne de fission de l’uranium du combustible, le cœur continue cependant à dégager de l’énergie à cause de la radioactivité des produits de fission qu’il contient. Cette énergie par unité de temps est appelé la puissance résiduelle du cœur. Cette puissance résiduelle étant due à la radioactivité du cœur, elle va donc baisser au cours du temps en même temps que celle-ci.
Après un cycle de fonctionnement normal, c'est-à-dire 46 jours à la pleine puissance  de 57 MW, le cœur du réacteur dégage la puissance résiduelle suivante :

  • 2 MW juste après l’arrêt du réacteur ;
  • 0,55 MW au bout d’une heure ;
  • 0,18 MW au bout de 24 h ;
  • 0,08 MW au bout d’une semaine.

 

Cette puissance résiduelle est non seulement faible mais elle décroît également très rapidement. Ceci est dû, d’une part à la faible puissance de fonctionnement du réacteur (57 MW), et d’autre part, au fait que la durée d’un cycle de fonctionnement est courte (46 j). Il faut ensuite changer l’élément combustible, élément unique constituant le cœur dans son ensemble. Cette durée de fonctionnement étant courte la radioactivité des produits de fission de longue durée de vie (longue période) n’a pas le temps de s’accumuler.


Il faut cependant continuer à refroidir le cœur pour qu’il ne monte pas en température et donc éviter tout risque de fusion du combustible.
Lors d’un arrêt normal on laisse fonctionner les pompes principales pendant 1 heure ; ces dernières assurent un débit à travers le cœur de 2400 m3/h ; ensuite, seules  les pompes du circuit de refroidissement à l'arrêt assurent un débit de 150 m3/h à travers le cœur. La source froide est alors l’eau du Drac, la chaleur lui étant transférée à travers des échangeurs. Ce mode de fonctionnement permet d’éviter toute sollicitation thermique sur l’élément combustible et la cuve du réacteur.
En cas de perte des alimentations électriques externes, les pompes principales du circuit primaire vont s’arrêter entraînant automatiquement l’arrêt du réacteur. Cette perte des alimentations électriques externes entraîne automatiquement la mise en route des diesels de premiers secours. Ceux-ci permettent alors de ré alimenter les principaux circuits dont en particulier le circuit de refroidissement à l’arrêt.


Enfin, même en cas de perte totale des alimentations électriques externes et de premier secours, les pompes du circuit de refroidissement à l’arrêt vont continuer à fonctionner pendant une heure car elles disposent de batteries garantissant une telle autonomie. En cas de défaillance de cette alimentation par batterie, le refroidissement n’est pas assuré en convection forcée mais alors en convection naturelle, celle-ci suffisant largement à assurer le refroidissement correct du cœur.




Faut-il disposer d’une source extérieure d’eau froide après l’arrêt du réacteur?

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.

Le réacteur de l’ILL peut-il exploser ?

Non.

Une explosion comme celle qui s’est produite sur le réacteur n° 4 de Tchernobyl, due à l’emballement de la réaction de fission est impossible avec le réacteur de l’ILL. En effet, le scénario similaire, appelé accident BORAX sur les réacteurs de recherche de notre type, ne conduit pas à une explosion capable d’endommager toutes les structures du réacteur y compris son enceinte de confinement. L’énergie stockée dans le cœur et dégagée dans « l’explosion » est beaucoup trop faible pour produire de tels dégâts. Ceci est évidemment dû à la très petite taille du cœur de l’ILL (10 kg d’uranium, à comparer avec les 190 tonnes du cœur du réacteur de type RMBK de Tchernobyl).

 

L’Autorité de Sûreté Nucléaire française (ASN) impose de prendre en compte, pour le dimensionnement des réacteurs expérimentaux du type de celui de l’ILL, un scénario de type « accident BORAX », du nom d’une installation de recherche américaine volontairement détruite dans les années 50 afin d’étudier ce phénomène.

Un accident du même type s’est réellement produit sur le réacteur SL1 (USA) lors du retrait accidentel et extrêmement rapide d’une barre de commande du réacteur. Ce retrait avait conduit à une augmentation exponentielle de la puissance nucléaire générée par la réaction en chaîne tellement rapide que la chaleur générée dans les plaques combustibles avait conduit à leur fusion avant d’être transférée à l’eau de refroidissement. La dispersion d’une masse importante d’aluminium fondu sous la forme de très fines gouttelettes dans l’eau de refroidissement avait alors conduit à une vaporisation brutale assimilable à une explosion, dite « explosion de vapeur ».

Pour revenir au réacteur de l’ILL, l’énergie dégagée dans un tel scénario, inférieure à 200 MJ, impliquerait la destruction partielle de la cuve du réacteur. De ce fait, la piscine réacteur et son cuvelage métallique ont été dimensionnés pour résister à cette « explosion » en conservant leur étanchéité. Une éventuelle gerbe d’eau pourrait accompagner ce phénomène, mais celle-ci resterait de faible ampleur et n’endommagerait donc pas l’enceinte de confinement.

Il faut noter qu’aucun scénario, même extrêmement improbable, ne permet d’atteindre les conditions nécessaires à un tel accident BORAX sur le réacteur de l’ILL. Ceci est d’ailleurs assez général sur les réacteurs de recherche équivalents dans le monde. L’hypothèse d’un accident BORAX n’est  donc pas retenue par les autorités de sûreté dans la plupart des autres pays.

 


Le combustible du réacteur peut-il fondre ?

Oui.

On a vu précédemment que le cœur est correctement refroidi, dès l’arrêt du réacteur, par simple convection naturelle. Bien sûr, pour que celle-ci puisse s’établir il faut que l’inventaire en eau de la cuve soit suffisant. Les accidents qui peuvent conduire à la perte de l’inventaire en eau de la cuve du réacteur conduisent donc à la fusion du combustible puisqu’il n’y a alors plus de convection naturelle possible.

Par conception de la cuve du réacteur et des circuits de refroidissement qui lui sont associés il faut systématiquement au moins deux défaillances indépendantes pour conduire à la perte de l’inventaire en eau et donc au dénoyage du cœur. La fréquence d’un tel événement est donc très faible, de l’ordre de 10-5 à 10-6 par an (il se produirait en moyenne une fois tous les cent mille à un million d’années).


Ce scenario a pourtant été prévu dans le cadre de la dernière réévaluation de la sûreté de l’installation. Un circuit de sauvegarde a été ajouté ; il permet, dans un tel scénario, de réinjecter de l’eau directement dans la cuve afin de garder un niveau d'eau suffisant pour que la convection naturelle puisse toujours refroidir le cœur. Des pompes de reprise ont été implantées dans le fond du réacteur pour réinjecter l’eau ayant fui de la cuve, et rétablir ainsi un circuit de refroidissement « fermé ».
Enfin dans un processus continu de renforcement de la sûreté de l’installation, l'ILL a proposé un nouveau circuit de sauvegarde, permettant le cas échéant de mettre en communication la cuve du réacteur, de volume 15 m3, avec la piscine du réacteur et sa piscine d’entreposage associée; l’ensemble du volume d’eau serait alors de 1000 m3. L’eau de la piscine remplira alors la cuve du réacteur par simple gravité, donc sans aucun besoin d’énergie extérieure, et permettra donc de continuer à assurer le refroidissement du cœur. Cette nouvelle disposition est en cours de validation par l'ASN et l'IRSN. Mise en service prévue début 2012.


La probabilité de fusion du cœur avec ces nouveaux circuits de sauvegarde sera alors extrêmement faible, proche de la fréquence de 10-7 par an, valeur à partir de laquelle on estime que le risque est « résiduel » et ne nécessite plus d’être pris en compte dans le dimensionnement de l’installation.

Dans l’accident BORAX pris en compte forfaitairement, le cœur est également en parti fondu mais se trouve toujours immergé dans l’eau de la piscine. La radioactivité relâchée lors de la fusion est alors en grande partie retenue dans la piscine, qui joue alors le rôle d’un filtre. Une petite partie de cette radioactivité, essentiellement les gaz rares de fission, Krypton et Xenon, se trouve directement dans l’enceinte de confinement.




Quel est l'accident le plus grave qui puisse se produire à l'ILL ?

L’accident le plus grave serait la fusion du cœur après la perte de l’inventaire en eau.

Dans un tel accident la fusion du combustible aurait deux conséquences :

  • La perte de la gaine du combustible qui sert de première barrière pour confiner les produits de fission radioactifs ;
  • La sortie d’une partie des produits de fission qui sont normalement stockés dans la matrice du combustible.

Les produits de fission radioactifs seraient donc relâchés dans le circuit primaire du réacteur.


Dans le scénario le plus grave retenu pour dimensionner l’installation de l’ILL, on postule de façon extrêmement pessimiste que le circuit primaire, qui constitue la deuxième barrière de confinement des produits radioactifs, est lui-même endommagé. Dans cette hypothèse les produits radioactifs sont relâchés directement dans l’enceinte de confinement, troisième et dernière barrière, et non dans l’eau de la piscine qui entoure la cuve du réacteur. Cette hypothèse est très pénalisante car l’eau de la piscine joue le rôle d’un filtre très efficace pour retenir une très grande partie des produits de fission radioactifs.


Dès la conception, puis suite aux améliorations continues de la sûreté de l’installation, ce scénario le plus grave a été pris en compte. Il fait l’objet de dispositions de prévention, pour rendre la probabilité de son occurrence la plus faible raisonnablement possible, et de dispositions de limitation des conséquences, pour rendre la gravité de cet accident, s’il devait néanmoins survenir, la plus faible raisonnablement possible.


C’est ce scénario très pessimiste qui dimensionne le plan d’urgence d’interne et le plan particulier d’intervention. C’est sur lui, même s’il est très peu probable, que sont basés les calculs des « cercles de danger » de 300 m - évacuation des personnels des entreprises -, et de 500 m - mise à l’abri des quelques centaines d’habitants du quartier Bastille de Fontaine. (Voir aussi ici)




L’ILL devrait-il effectuer des lâchers de gaz radioactifs si cet accident se produisait ?

Oui.

Lors de l’accident de fusion du cœur l’enceinte de confinement est immédiatement isolée. Dans les heures qui suivent l’accident elle peut monter légèrement en pression la valeur maximale se stabilisant autour de 0,1 bar donc sans risque d’endommagement de l’enceinte. Pour garantir de façon absolue l’absence de tout rejet radioactif non filtré et non contrôlé, il est cependant préférable de maintenir la pression dans l’enceinte à une valeur légèrement inférieure à la pression atmosphérique. Ceci est effectué en rejetant régulièrement de faibles volumes d’air de l’enceinte par la cheminée de 45 m à travers des filtres de très haute efficacité pour les aérosols et des pièges à iode. Ces rejets sont alors évalués, contrôlés et maîtrisés, on parle de rejets concertés.

Lors de l’accident le plus grave pris en compte, c'est-à-dire la fusion du cœur à l’air, une fraction des produits de fission radioactifs est directement relâchée dans l’enceinte de confinement.

Celle-ci est surveillée en permanence par trois détecteurs de radioactivité dans l’enceinte elle-même et par trois autres détecteurs sur le circuit de ventilation. Si deux des trois détecteurs identiques dépassent un seuil de radioactivité, l’enceinte est automatiquement et totalement isolée.

Cependant, cet isolement total de l’enceinte implique l’arrêt de toutes les ventilations y compris le conditionnement d’air permettant son refroidissement. La pression dans l’enceinte va donc s’élever sous l’action des divers dégagements de chaleur dans l’enceinte, en particulier à cause de la puissance résiduelle du combustible. La vaporisation de l’azote ou l’hélium liquide utilisés pour des raisons expérimentales va également conduire à une faible augmentation de la pression dans l’enceinte.

Dans la situation la plus défavorable, c'est-à-dire une très chaude journée d’été, la pression dans l’enceinte s’élèvera en quelques heures pour se stabiliser à environ  0,1 bar.

C’est pour cette raison que l’enceinte de confinement du réacteur de l’ILL est double, avec une enceinte interne en béton de 40 cm d’épaisseur et une enceinte externe en acier de 11 mm d’épaisseur. Entre ces deux enceintes une surpression de 0,135 bar est maintenue en permanence avec de l’air extérieur propre. De mini-fuites sont inévitables sur une enceinte d’une telle dimension  : 60 m de diamètre, et 35 m de hauteur. La double enceinte de confinement garantit que les échanges se font de l’extérieur vers l’intérieur et non l’inverse. C’est de l’air propre de l’extérieur qui rentre dans l’enceinte de confinement et non de l’air éventuellement pollué par des produits radioactifs qui sort à l’extérieur.

Il est cependant préférable de ramener la pression à l’intérieur de l’enceinte béton à une valeur légèrement inférieure à la pression atmosphérique. Cette mesure garantit, cette fois de façon absolue, l’absence de toute fuite non contrôlée, même en cas de défaillance des circuits de gonflage de l’espace annulaire entre les deux enceintes. Ce dégonflage de l’enceinte interne en béton, après évaluation de l’activité qui sera rejetée, est effectué par la cheminée de 45 m après passage sur des filtres très haute efficacité et des pièges à iodes. L’activité rejetée est évidemment mesurée et contrôlée à la cheminée.



Quelles seraient les conséquences d'un tel accident sur l'agglomération grenobloise ?

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.

 


 

 

Quelle serait l'échelle de temps de cet accident ?

L’accident de fusion du cœur par perte de l’inventaire d’eau correspond à une cinétique relativement lente : le nombre de dispositions de sauvegarde disponibles permet de maintenir un inventaire en eau suffisant pour que la convection naturelle refroidisse toujours correctement le cœur.

L’application des Règles Fondamentales de Sûreté conduit à postuler la défaillance de certains circuits de sauvegarde au bout de 24 heures d’utilisation. C’est cette défaillance supplémentaire qui dans ce scenario conduirait au dénoyage du cœur et à sa fusion à l’air.

L’exploitant et les pouvoirs publics ont donc le temps de mettre en place leur organisation de crise respective (PUI et PPI) avant que l’accident radiologique lui-même, c'est-à-dire la fusion du cœur, ne survienne.

 

En ce qui concerne l’accident BORAX, imposé forfaitairement, la cinétique est extrêmement rapide. Une petite fraction des produits de fission sont relâchés immédiatement dans l’enceinte de confinement, la part la plus importante étant retenue dans la piscine. Bien que cet accident relève alors de la phase dite réflexe du PPI, les débits de dose qu’il génère autour de l’installation sont nettement plus faibles que ceux dus à l’accident de fusion à l’air. Les éventuelles contre-mesures (évacuation et/ou mise à l’abri) pour protéger les populations situées dans les cercles de 300 et 500 m pourraient donc être effectuées de manière calme et réfléchie, sans précipitation.



La prise de comprimés d'iode est-elle nécessaire en cas d'accident sur le réacteur de l'ILL ?

Oui et non.


Les calculs effectués pour l’accident le plus grave, c'est-à-dire la fusion du cœur en tenant compte de l’efficacité nominale des pièges à iode, montrent que la dose équivalente à la thyroïde est de l’ordre de 10 mSv pour les enfants (public le plus sensible) dans le cercle de 500 m.
Le niveau d’intervention associé à la mise en œuvre de l’administration d’iode stable étant fixé par l’arrêté du 20 novembre 2009 à 50 mSv en dose équivalente sur la thyroïde, cette administration n’est pas obligatoire.
Le préfet peut cependant tout à fait ordonner cette administration pour les personnes situées dans les cercles de 300 et 500 m par mesure de précaution supplémentaire.

Il peut être utile de rappeler que :

  • Le comprimé d’iode permet de saturer la glande thyroïde avec l’iode stable (non radioactif) qu’il contient. La thyroïde étant alors saturée, l’iode radioactif éventuellement inhalé ne se fixe pas.
  • Cette protection durant environ 24 h, il ne sert à rien d’avaler de comprimé d’iode trop tôt. C’est pourquoi il faut écouter les instructions délivrées par le Préfet.

Pour en savoir plus : www.distribution-iode.com




Le combustible usé en entreposage est-il protégé de la même façon que le cœur du réacteur ?

Oui.

La piscine, dans laquelle le combustible usé est entreposé en attente de son retraitement à La Hague, est située dans l’enceinte de confinement du réacteur comme la piscine du réacteur elle-même. Les exigences de dimensionnement (résistance aux diverses sollicitations et agressions possibles) sont strictement les mêmes que pour la piscine du réacteur.

 

Un élément combustible usé peut être refroidi correctement seulement avec de l’air à partir du 242ème jour après l’arrêt du réacteur. Comme l’ILL fait au plus 4 cycles de fonctionnement de 50 jours par an, il y a donc quatre cœurs utilisés par an, dont trois seulement peuvent avoir une durée de refroidissement (temps écoulé depuis la fin de l’utilisation du cœur) inférieure à 242 jours. Les autres cœurs entreposés au fond de la piscine ont tous plus de 242 jours de refroidissement donc peuvent tout à fait supporter d’être à sec sans pour autant être endommagés et risquer de relâcher la radioactivité qu’ils contiennent  encore.

Les conséquences d’une perte totale de l'eau de la piscine d’entreposage, événement qui relève du risque « résiduel », sont plus faibles que celles de l’accident le plus grave retenu pour le dimensionnement, la "fusion du cœur à l’air".

 


 

 

Quels sont les dangers des rayonnements ionisants ?

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.


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