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1 - APPROCHE GÉNÉRALE DE LA SÛRETÉ DES LABORATOIRES ET USINES

  • 1.1 - Démarche générale de sûreté
  • 1.2 - Démarche de dimensionnement
  • 1.3 - Sûreté et radioprotection
  • 1.4 - Effluents et déchets
  • 1.5 - Facteurs humains et organisationnels
  • 1.6 - Exploitation et retour d’expérience
  • 1.7 - Réexamen de sûreté et installations anciennes

2 - PROTECTION DES PERSONNES EN EXPLOITATION NORMALE

3 - PRÉVENTION DES ACCIDENTS ET LIMITATION DE LEURS CONSÉQUENCES

Article de référence | Réf : BN3840 v1

Prévention des accidents et limitation de leurs conséquences
Sûreté des laboratoires et usines nucléaires

Auteur(s) : Thierry CHARLES

Date de publication : 10 janv. 2006

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RÉSUMÉ

Est nommée laboratoire ou usine nucléaire toute installation nucléaire (traitement et entreposage de déchets radioactifs, fabrication de radioéléments, accélérateurs de particules), autre qu’un réacteur et une installation destinée au stockage à long terme des déchets radioactifs. Ces ateliers nucléaires sont dédiés à des fonctions de nature très différente, ce qui rend la démarche de sûreté assez complexe. Cet article expose tout d’abord les principes de base de la sûreté. Il décrit ensuite les méthodes et démarches d’évaluation applicables aux ateliers nucléaires et permettant d’assurer la protection des personnes en exploitation normale, ainsi que la prévention des accidents et la limitation de leurs conséquences.

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ABSTRACT

 

Auteur(s)

  • Thierry CHARLES : Ingénieur de l’École Nationale Supérieure des Techniques Industrielles et des Mines d’Alès - Directeur de la sûreté des usines, des laboratoires, des transports et des déchets à l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire

INTRODUCTION

Il est d’usage de désigner par les termes laboratoires et usines nucléaires l’ensemble des installations nucléaires de base autres que les réacteurs et les installations destinées au stockage à long terme des déchets radioactifs.

Ces installations comprennent notamment :

  • les usines du cycle du combustible nucléaire : usines d’enrichissement de l’uranium, de fabrication des combustibles, de traitement de combustibles irradiés ;

  • les laboratoires de recherche de l’industrie nucléaire et ceux liés aux activités de défense ;

  • les installations de traitement, de conditionnement et d’entreposage des déchets radioactifs, de traitement des effluents radioactifs et d’entretien de matériels contaminés ;

  • les usines de fabrication de radioéléments à usage médical ou industriel ;

  • les accélérateurs de particules et les installations d’ionisation (stérilisation de produits alimentaires ou médicaux, notamment).

Les matières radioactives, éventuellement fissiles, qui transitent dans les installations en question, à l’exception des accélérateurs et des ionisateurs, y subissent des transformations de leur forme physique et chimique par l’application de différents procédés. Par exemple, pour les installations du cycle du combustible, les principales transformations sont les suivantes : fluoration de l’uranium sous forme d’hexafluorure d’uranium (UF6) ; enrichissement de l’uranium en isotope 235 par diffusion de l’hexafluorure d’uranium à travers des barrières poreuses ou par ultracentrifugation ; défluoration-oxydation de l’hexafluorure d’uranium enrichi ; frittage-gainage de l’oxyde d’uranium enrichi, associé éventuellement à de l’oxyde de plutonium recyclé, pour obtenir des éléments combustibles ; cisaillage-dissolution nitrique des éléments combustibles irradiés ; séparation par solvant de l’uranium, du plutonium et des produits de fission et conditionnement de ces matières.

Les laboratoires et usines nucléaires comprennent en général plusieurs unités dans chacune desquelles les matières radioactives subissent des traitements spécifiques ; de telles unités seront, dans la suite, désignées par le terme atelier. Les différents ateliers des laboratoires et usines nucléaires considérés présentent une grande diversité :

  • par les procédés utilisés et la forme physico-chimique (gaz, liquides, poudres, produits frittés, solides gainés) des matières radioactives mises en œuvre ;

  • par la nature des radionucléides et des éléments chimiques présents (isotopes fissiles, produits de fission, produits d’activation, hydrogène, acide fluorhydrique...).

Un atelier nucléaire peut être considéré comme sûr lorsque les dispositions prises pour sa conception, sa construction, son exploitation et sa mise à l’arrêt définitif permettent d’assurer :

  • d’une part, en fonctionnement normal, la protection des travailleurs et des personnes du public à l’égard des rayonnements ionisants 2 ;

  • d’autre part la prévention des accidents et la limitation de leurs conséquences 3.

Le présent dossier vise à exposer l’approche générale de la sûreté, les principes généraux de sûreté et les méthodes d’évaluation de la sûreté applicables pour les ateliers nucléaires.

Pour plus de renseignements relatifs aux installations nucléaires et aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants, le lecteur se reportera aux références bibliographiques et ainsi qu’aux dossiers afférents du traité Génie nucléaire des Techniques de l’Ingénieur.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3840


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3. Prévention des accidents et limitation de leurs conséquences

3.1 Principes

Pendant l’exploitation normale d’un atelier, en marche ou à l’arrêt, les dispositifs évoqués au paragraphe 2 permettent d’assurer de façon convenable la protection des travailleurs et des personnes du public. Il est donc nécessaire que chaque atelier soit conçu, réalisé et exploité de telle sorte que :

  • les conditions caractérisant le domaine normal d’exploitation de l’atelier soient maintenues ;

  • des excursions éventuelles en dehors du domaine normal d’exploitation puissent être maîtrisées.

Il convient donc, en premier lieu, de définir le domaine normal d’exploitation de l’atelier par un ensemble de paramètres d’état et leurs fourchettes de variations admissibles autour du point de fonctionnement nominal (par exemple : température dans un appareil du procédé, débit d’un réactif chimique, niveau d’une solution dans un réservoir, concentration de matières fissiles dans une solution, degré d’étanchéité d’une enceinte de confinement, facteur de décontamination d’un dispositif d’épuration...).

Les fonctions de sûreté à assurer dans l’atelier sont définies sur la base de l’étude de sûreté de l’atelier ; elles sont distinctes des fonctions de production, bien que ces deux types de fonctions soient souvent étroitement imbriqués. Elles permettent d’identifier les exigences de sûreté et les équipements importants pour la sûreté . On retrouve parmi ces fonctions celles évoquées au paragraphe ...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) -   *  -  Décret no 63-1228 du 11 décembre 1963 relatif aux installations nucléaires ; Décret no 90-78 du 19 janv. 1990 modifiant le décret no 63-1228 du 11 déc. 1963 relatif aux installations nucléaires.

  • (2) -   *  -  Décret no 2002-460 du 4 avril 2002 relatif à la protection générale des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants.

  • (3) -   *  -  Décret no 2003-296 du 31 mars 2003 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants dans les installations nucléaires de base.

  • (4) -   Sûreté nucléaire en France  -   : brochure 1606 des éditions des Journaux Officiels.

  • (5) -   Protection contre les rayonnements ionisants  -   : brochure 1420 des éditions des Journaux Officiels.

  • (6)...

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