Bibliographie & annexes
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RÉSUMÉ
Avec des conditions de service très particulières, les bétons de radioprotection connaissent une utilisation spécifique, sans comparaison avec celle des bétons de génie civil. Leur conception et leur dimensionnement reposent à la fois sur la connaissance des constituants de base, spéciaux ou non, et sur les différents aspects de l’interaction rayonnement-matière. L’article présente successivement les éléments nécessaires à la prescription des bétons de radioprotection, leur typologie et leurs propriétés d’atténuation. Il traite du comportement sous irradiation et en température. Il aborde également les mécanismes de vieillissement et autres effets impliquant la sûreté, en particulier dans le domaine des réacteurs.
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Pascal BOUNIOL : Ingénieur de recherche - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA Paris-Saclay), Gif-sur-Yvette, France
INTRODUCTION
L’emploi de béton, ordinaire ou spécial, demeure une solution généralement retenue lorsqu’il s’agit de mettre en place une protection contre les rayonnements sur une grande envergure, avec ou sans rôle de structure. De fait, les applications des bétons de radioprotection dépassent largement le cadre des réacteurs nucléaires puisque ces matériaux sont utilisés dans des installations aussi variées que les usines de retraitement, les sites d’entreposage, les accélérateurs de particules, les centres hospitaliers (imagerie et thérapie à base d’irradiation), les centres d’ionisation alimentaire, etc.
Parmi les applications nucléaires du béton, la protection contre les rayonnements est l’une des plus importantes, après l’édification de structures (enceinte de réacteurs et autres installations nucléaires de base) et devant le confinement de la radioactivité (matériau de remplissage ou de conteneurisation pour les déchets dans les centres de stockage).
L’intérêt du béton vis-à-vis de la radioprotection résulte d’un ensemble original de propriétés que ne présente aucun autre matériau. Son caractère composite autorise de très grandes variations de composition en fonction des performances exigées. Les constituants de base sont, sauf exception, facilement disponibles et de coût modéré. Enfin, il existe généralement un bon compromis entre les propriétés mécaniques et les propriétés d’atténuation.
À partir des années 1980, diverses avancées conceptuelles et technologiques ont été réalisées dans le domaine des bétons de génie civil. Elles s’avèrent, en grande partie, transposables aux bétons de radioprotection. Il s’agit :
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de l’émergence de la notion de durabilité qui s’intéresse au maintien des performances dans la durée, dans l’intention de prolonger la vie de certains ouvrages ;
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des nouvelles méthodes de formulation, basées sur l’optimisation du squelette granulaire et sur la technologie des adjuvants, permettant la mise en œuvre de bétons de plus en plus compacts et durables.
À partir des années 2010, dans la perspective d’allonger la période d’exploitation des centrales nucléaires, de gros efforts sont menés pour comprendre les mécanismes de vieillissement sous irradiation neutronique au-delà de 40 ans et d’en retirer un retour d’expérience utile à la conception des futurs bétons de réacteurs.
En intégrant cette actualité, l’article présente les bases nécessaires à la prescription des bétons de radioprotection, ainsi que les aspects typologiques et technologiques qui leur sont associés. Il consacre une large place à leurs propriétés intrinsèques et aborde le comportement dans les conditions spécifiques de l’irradiation et de la température. Concernant la fabrication du béton et l’exécution des ouvrages, on se reportera en particulier à la rubrique Béton hydraulique du traité « Construction ».
L'expertise technique et scientifique de référence
MOTS-CLÉS
formulation de béton interaction rayonnement-matière mécanismes de vieillissement granulats
VERSIONS
- Version archivée 1 de avr. 2001 par Pascal BOUNIOL
DOI (Digital Object Identifier)
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Conclusion
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6. Phénomènes induits par l’irradiation et la température
6.1 Activation du béton
L’irradiation du béton par des neutrons produit des rayonnements gamma secondaires du fait de réactions nucléaires sur les atomes constitutifs. L’émission de photons γ peut intervenir en concomitance avec l’absorption des neutrons (capture radiative « n, γ »), ou bien en différé, par désactivation des nouveaux noyaux formés si ces derniers sont instables. Selon la nature des noyaux, les décroissances radioactives présentent des périodes courtes (s, min, h), pouvant gêner l’exploitation, ou longues (
mois) conduisant à interdire l’accès des installations à long terme.
Dans le cas des réacteurs électrogènes à fission, l’essentiel du rayonnement gamma ambiant provient de la capture des neutrons dans les voiles de béton et autres éléments de structure. Les principaux isotopes susceptibles de s’activer sont rappelés au tableau 18. À court terme (< 24 h), la contribution à la dose induite est essentiellement due à 27Al et 48Ca. En revanche, les impuretés associées au ferraillage ou aux granulats ferrifères sont responsables de l’irradiation résiduelle à long terme : 59Co (surtout), 58Fe, 58Ni et 50Cr.
Présents en trace dans la plupart des bétons, les deux isotopes naturels de l’europium induisent de même une activité résiduelle de l’ordre de 1 Bq/g dans les dix premiers centimètres de protection dont il convient de tenir compte lors du démantèlement.
Dans le cas d’une machine de fusion D + T, des neutrons de 14,1 MeV sont émis et l’activation s’avère jusqu’à quatre fois plus efficace par rapport à celle des neutrons de fission (2 MeV en moyenne). La réaction « n, p » sur 16O (réaction à seuil de 11 MeV) induit par ailleurs une dose importante (mais à très court terme) du fait de l’abondance de cet isotope et de la grande dureté des photons γ émis.
Dans le cas des accélérateurs, ce sont les granulats spéciaux eux-mêmes qui s’activent, en particulier les riblons d’acier (59Co) et la barytine (132Ba).
Afin...
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BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - SEDRAN (T.), DE LARRARD (F.), ANGOT (D.) - Prévision de la compacité des mélanges granulaires par le modèle de suspension solide. - Bull. liaison Labo. P. et Ch. 194 nov. p. 59-86 (1994).
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(2) - CEA-IPSN - Catalogue des matériels et équipements normalisés (catalogue PMDS des centres nucléaires) ; Tome 1 : Écrans de protection contre les rayonnements ionisants. - Éditions techniques pour l’automobile et l’industrie, Boulogne-Billancourt (1992).
-
(3) - JAEGER (R.G.) et coll - Engineering Compendium on Radiation Shielding. - Vol. I, II et III., Springer-Verlag, New York (1968-1975).
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(4) - ROCKWELL (Th.) - Reactor Shielding Design Manual. - USAEC Report TID-7004 (1956).
-
(5) - BAUR (A.) - Protection contre les rayonnements ; aspects physiques et méthodes de calcul. - Commissariat à l’Énergie Atomique (1985).
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DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
NORMES
-
Granulats pour bétons. - NF EN 12620 - 2008
-
Méthodes d'essais des ciments – Partie 1 : Détermination des résistances. - NF EN 196-1 - 2016
-
Ciment Partie 1 : Composition, spécifications et critères de conformité des ciments courants. - NF EN 197-1 - 2012
-
Ciment d'aluminates de calcium – Composition, spécifications et critères de conformité. - NF EN 14647 - 2006
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Adjuvants pour bétons, mortier et coulis – Partie 2 : adjuvants pour béton – Définitions, exigences, conformité, marquage et étiquetage. - NF EN 934-2+A1 - 2012
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