- Criticite
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Criticité
Reconstitution de l'accident de criticité de 1945 : une sphère de plutonium est disposée entre des réflecteurs de neutrons. L'adjonction d'un réflecteur supplémentaire rendit la masse super-critique.
La criticité est une discipline de l'ingénierie nucléaire visant à évaluer et prévenir les risques de réaction en chaîne non désirée dans les installations nucléaires. C'est une sous-discipline de la neutronique. Contrairement aux réacteurs nucléaires dont le cœur doit être critique (facteur de multiplication des neutrons égal à 1), les autres installations nucléaires (installations de recherche et du cycle du combustible notamment) doivent être sous-critiques (facteur de multiplication des neutrons strictement inférieur à 1) afin de prévenir un accident de criticité.
En France, une règle fondamentale de sûreté a été établie par l'Autorité de Sûreté Nucléaire spécialement pour le risque de criticité.[1]
Sommaire
Facteurs influant sur le bilan neutronique
La réactivité d'une installation dépend de différents facteurs :
- quantité et nature de matière fissile,
- conditions de modération,
- conditions de réflexion,
- présence de matériaux neutrophages.
Modes de contrôle de la criticité
Selon les installations, il existe différents moyens de limiter la réactivité, ce sont les modes de contrôle :
- contrôle par la quantité de matière fissile (masse et/ou concentration),
- contrôle par la géométrie du procédé [2],
- contrôle par l'empoisonnement neutronique,
- contrôle par la densité de surface du milieu fissile,
- contrôle par la modération du milieu fissile.
Les modes de contrôles sont fréquemment doublés et des marges sont prises par rapport aux conditions critiques : ce sont les conditions admissibles.
La sûreté-criticité dans le cycle du combustible
Dans les usines manipulant l'uranium et le plutonium sous diverses formes physico-chimiques, on cherche à avoir une réactivité telle que le coeur soit sous-critique (k<1) : pour 1 neutron impactant un noyau d'uranium, moins d'un neutron émis entretient la réaction en chaîne. Ceci permet d'éviter un accident de criticité, tel celui de l'usine de retraitement de Tokaimura, au Japon.
Dans le cas de la France, l'exploitant est AREVA, qui assure le cycle de vie du combustible de la mine au retraitement. En amont du cycle, les matières manipulées sont peu enrichies, et non-irradiées : le risque est donc assez faible, et le contrôle masse-géométrie suffit en général. En revanche, après passage en réacteur, le combustible est irradié et chargé en plutonium, ce qui le rend beaucoup plus enclin à des risques de criticité. Il faut alors prendre des mesures garantissant la sous-criticité à tout moment.
Exemple 1 : à la Hague, l'étape de dissolution du combustible usé s'effectue dans un dissolveur à roue à godets : cette géométrie, quelque peu exotique, garantit la sous-criticité à tout instant. Les actions sont également automatisées par souci de radioprotection. Des cuves annulaires (géométrie favorable) sont également utilisées pour l'entreposage du plutonium. Exemple 2 : à Melox, où l'on fabrique le combustible MOX (constitué de plutonium), les actions sont là aussi automatisées. Le risque de séisme est pris en compte au niveau des "tiroirs" de rangement des crayons combustible : en effet, en cas de séisme, les crayons peuvent se rapprocher : les neutrons émis par un crayon peuvent alors impacter l'uranium (ou le plutonium) du second, ce qui revient à acquérir une certaine réactivité.
L'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) fournit un appui technique aux décisions prises par l'exploitant. Le service en charge de ces études est le Service d'Expertise, d'Etudes et de Recherches en Criticité (SEC).
Notons enfin que, de manière générale, la risque de criticité est plus important quand on manipule des liquides que des solides.
Cas du transport de matières fissiles
Le transport comprend les opérations de mouvement de matières radioactives, et les conditions associées : dimensionnement des emballages, entreposage en transit, acheminement, déchargement... Les flux de transport sont :
- en amont du cycle du combustible, l'hexafluorure d'uranium (UF6) et l'oxyde d'uranium : 100 transports par an d'UF6.
- les combustibles neufs (combustible UOX ou combustible MOX) : 330 transports par an.
- les combustibles irradiés : 450 transports par an.
- les déchets radioactifs : 2000 transports par an.
Ces transports peuvent s'effectuer par route, mer, rail, air.
La règlementation en vigueur est celle définie par les règles de l'Agence internationale de l'énergie atomique(AIEA), nommées TS-R-1 et TS-G-1.1. Elle exige :
- de définir le contenu et le "milieu enveloppe".
- de définir les configurations normales et accidentelles "enveloppes".
- de déterminer l'indice de sûreté-criticité (CSI) basé sur le nombre de colis admissible.
Notes
- ↑ Règle Fondamentale de Sûreté REF 1.3.c sur le site de l'ASN
- ↑ utilisation de centrifugeuses dimensionnées afin de garantir la non-criticité par la géométrie pour enrichir l’Uranium dans le cadre du procédé d’ultracentrifugation ou mise en place de cuves annulaires (couronnes fissiles) au lieu de cuve pleine, par exemple pour le traitement chimique du plutonium (COGEMA la Hague) en garantissant la sûreté des installations
Liens connexes
- accident de criticité
- accident nucléaire
- Facteur de multiplication des neutrons
- Formule des quatre facteurs
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