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Auteur(s)
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Jean-Claude NIMAL : Ingénieur de l’École centrale de Paris - Docteur ès sciences d’État - Ancien Directeur de recherches au Centre d’études nucléaires de Saclay
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Une installation nucléaire constitue une source de rayonnements, le plus souvent intense, dont il importe de protéger le public et le personnel d’exploitation. On doit aussi limiter l’action de ces rayonnements sur les structures de l’installation.
Pour ce faire, on dispose autour de la source des écrans massifs (écrans dits thermiques et/ou biologiques) pouvant comporter des traversées pour assurer les liaisons nécessaires avec le reste de l’installation (circulation des fluides pour extraction de chaleur, épuration, mesures, contrôle de l’installation, ventilation, prises d’échantillons, etc.). Ces traversées sont autant de chemins de fuite de rayonnements, il faut donc éviter qu’elles ne prédominent.
Les protections sont dimensionnées pour l’installation fonctionnant en puissance ; toutefois, certaines parties sont aussi protégées pour l’installation à l’arrêt afin de permettre les inspections et la maintenance. En effet, la radioactivité rémanente peut rester élevée, même après une longue période d’arrêt (activité des produits de fission, activation des matériaux de structure et des fluides).
Le ralentissement et l’absorption des rayonnements entraînent un transfert d’énergie aux matériaux participant à la protection dont on doit tenir compte dans la conception afin d’éviter des niveaux de température indésirables. Le transfert d’énergie peut aussi provoquer l’endommagement des matériaux de structure. À cet égard, la cuve du réacteur à eau sous pression (REP) est un des composants du réacteur dont les caractéristiques mécaniques et l’état métallurgique sont les plus surveillés vis-à-vis du risque d’endommagement.
Les études de protection comprennent, d’une part la détermination des sources de rayonnements, d’autre part le calcul du transfert des rayonnements aux points sensibles. Les sources de rayonnement dites primaires (celles résultant directement du fonctionnement de l’installation) créent des sources secondaires après transport et atténuation dans les matériaux environnants et les rayonnements ainsi créés sont transportés et atténués à leur tour. Un calcul de protection complet est donc constitué par un enchaînement de calculs de sources et de calculs de transfert de rayonnements. Ces études se font sur ordinateur, par une succession d’applications de logiciels de calcul. Dans les schémas de calcul modernes, cette succession est réalisée par couplage de logiciels de fonctionnalités différentes dont l’enchaînement est géré par un langage de contrôle. Il existe toutefois des méthodes approchées permettant de calculer manuellement des ordres de grandeur.
Le présent article traite des sources de rayonnement nécessitant la mise en œuvre de protections physiques, de l’activation des matériaux et des interactions rayonnement-matière importantes pour le dimensionnement de ces protections.
Il est suivi d’un second article présentant les méthodes de calcul des protections contre le rayonnement [BN 3 076].
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4. Sources de rayonnements
La figure 8 représente la filiation des rayonnements émis après une fission dans le cœur d’un réacteur nucléaire. Elle distingue les sources primaires nées directement de la fission et les sources secondaires issues des interactions de rayonnements primaires avec la matière. Une autre classification consiste à distinguer les rayonnements prompts (neutrons de fission, gamma de capture notamment) des rayonnements différés, dont l’émission accompagne ou suit la décroissance radioactive de précurseurs.
4.1 Sources primaires
Dans le bilan énergétique de la fission (tableau 4), la plus grande part de l’énergie libérée se dépose sur place sous forme de chaleur. Le parcours dans la matière des fragments de fission et des rayonnements β émis par décroissance des produits de fission est, en effet, très faible.
ν désignant le nombre moyen de neutrons prompts émis en moyenne par une fission (tableau 5, § 4.1.1), les (ν – 1) neutrons ne provoquant pas de fission produisent à leur tour de l’énergie par capture dans les matériaux de structure. Dans le réacteur à eau sous pression, 7 à 10 MeV supplémentaires sont ainsi récupérables par fission (nombre variable selon le taux de combustion), d’où la valeur arrondie de 200 MeV par fission (ou encore 3,1 × 1010 fissions par seconde donnent une puissance thermique de 1 watt).
le nombre de neutrons prompts issus par seconde d’un réacteur à eau sous pression de 3 000 MW thermiques est en début de vie :
(on a assimilé les 8 % de fissions par neutrons rapides sur 238U à des fissions thermiques sur 235U).
...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - CUENDET (P.) - Développement et validation d’un schéma de calcul pour l’étude des systèmes spallateurs. - Thèse de l’université de Paris VI ; 28 juil. 1998.
-
(2) - VERGNAUD (T.), NIMAL (J.C.), CHIRON (M.) - TRIPOLI 3 Code de transport de particules neutres par la méthode de Monte‐Carlo. - Version 3.5 ; manuel d’utilisation ; DEN/DM2S/ SERMA Saclay, rapport CEA R 5949 (en Français), R5950 (in English).
-
(3) - NIMAL (J.C.), VERGNAUD (T.) - TRIPOLI 3, A General Monte‐Carlo Code Present State and Futur Project. - Proceeding Int. Conf. : Monte‐ Carlo Method for Neutron and Transport Calculations ; Budapest Hungary (1990).
-
(4) - STORM (E.), ISRAEL (H.I.) - Photon cross sections from 0.001 to 100 MeV for elements 1 to 100. - Los Alamos Scientific Laboratory of the University of California ; LA 3763 UC-34 Physics TID-4500.
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(5) - FASSO (A.), FERRARI (A.), RANFT (J.), SALA (P.R.) - FLUKA : Performances and applications in the intermediate energy range. - Proceeding of the specialists’...
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