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RÉSUMÉ
Cet article expose les principes de l’analyse de sûreté des installations nucléaires et les pratiques adoptées en France en la matière. Il rappelle les responsabilités respectives des pouvoirs publics et des exploitants et discute la notion d’acceptabilité, en relation avec les publications de la Commission internationale de protection radiologique et les travaux d’organisations internationales. Il précise le rôle fondamental de la démarche de défense en profondeur, supportée par les études probabilistes de sûreté et par l’exploitation du retour d’expérience. Il souligne l’importance des facteurs organisationnels et humains, et présente quelques indications sur les évolutions intervenues depuis le début du XXIème siècle, notamment après l’accident de la centrale de Fukushima Dai-ichi.
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Daniel QUéNIART : Conseiller Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), Fontenay-aux-Roses, France
INTRODUCTION
Les installations nucléaires, dont les plus importantes (centrales nucléaires, installations du cycle du combustible...) sont dénommées « installations nucléaires de base », présentent des risques associés à la mise en œuvre de substances radioactives. En particulier, ces substances pourraient, en cas d’accident, entraîner des expositions significatives de travailleurs ou de personnes du public à des rayonnements ionisants ainsi que des contaminations plus ou moins étendues et plus ou moins durables de l’environnement, y compris de chaînes alimentaires. C’est pourquoi des dispositions techniques et des mesures d’organisation sont prises en vue de réduire les risques correspondants à un niveau jugé acceptable : c’est le domaine de la sûreté nucléaire.
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MOTS-CLÉS
installation nucléaire défense en profondeur retour d'expérience étude probabiliste de sûreté
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Apports des études probabilistes de sûreté
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3. Défense en profondeur
Pour l’environnement d’une centrale électronucléaire, les risques radiologiques sont essentiellement associés aux possibilités de dissémination de substances radioactives présentes dans le cœur du réacteur et dans l’entreposage de combustibles usés (en piscine dans le cas des installations françaises), ainsi que, dans une moindre mesure, dans les fluides du procédé ; il s’agit essentiellement de produits de fission ou d’activation.
Le confinement de ces substances radioactives est réalisé par l’interposition, entre ces substances et l’environnement, de « barrières » qui s’opposent à leur dissémination. Schématiquement, pour un réacteur électronucléaire à eau sous pression (REP) du type de ceux qui sont exploités en France, on distingue trois grandes « barrières » entre le combustible et les produits de fission créés dans le cœur du réacteur d’une part, l’environnement d’autre part : il s’agit des gaines des crayons combustibles, à l’intérieur desquelles sont empilées les pastilles de combustible (UO2 ou mélange UO2-PuO2), du circuit primaire de refroidissement (dans ses parties non isolables du cœur du réacteur) et de l’enceinte de confinement qui contient ce circuit primaire (voir la figure 3). Il faut cependant remarquer tout de suite que, si l’étanchéité des différentes « barrières » est recherchée, celle-ci n’est jamais parfaite, même en fonctionnement normal : des ruptures de gaines d’importance limitée peuvent exister, de même que des fuites du circuit primaire ne dépassant pas une certaine valeur peuvent être tolérées ; l’enceinte de confinement présente également un taux de fuite limité. De plus, dans les générateurs de vapeur des REP, les deuxième et troisième barrières de confinement décrites plus haut sont en fait considérées comme confondues au niveau des tubes de ces générateurs de vapeur dans la mesure où la rupture d’un tel tube pourrait entraîner l’ouverture des soupapes de sûreté du générateur de vapeur correspondant, créant un bipasse de l’enceinte de confinement.
En fait, il convient d’apprécier la capacité des « barrières » à assurer le confinement des substances radioactives à l’égard...
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Défense en profondeur
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - CIPR - Publication n° 103. - Lavoisier, Collection lignes directrices (2009).
-
(2) - WENRA - Safety reference levels for existing reactors - (2014).
-
(3) - WENRA - Statement on safety objectives for new nuclear power plants - (2010).
-
(4) - INSAG - * - INSAG 3 : Basic safety principles for nuclear power plants.
-
(5) - INSAG - * - INSAG 4 : Safety culture.
-
(6) - INSAG - * - INSAG 10 : Defence in depth in nuclear safety.
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(7) - INSAG - * - INSAG...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
ANNEXES
International Commission on Radiological Protection (ICRP) http://www.icrp.org
Legifrance, service public de la diffusion du droit par Internet http://www.legifrance.gouv.fr
International Atomic Energy Agency (IAEA) http://www.iaea.org
Autorité de sûreté nucléaire (ASN) http://www.asn.fr
Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) http://www.irsn.fr
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Directive n° 2009/71/Euratom du 25 juin 2009, établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires.
Directive n° 2014/87/Euratom du 8 juillet 2014, établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires.
Loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire.
Décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base.
Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base.
Directives techniques pour les futurs réacteurs à eau sous pression, adoptées par le groupe permanent pour les réacteurs nucléaires en novembre 2000.
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