memento se la radioprotection en exploitation

Avertissement

Destin lensemble des intervenants exposs aux rayonnements ionisants dans les installationsEDF, cet ouvrage a pour vocation fournir des informations gnrales et pratiques relatives laradioprotection.

Il explicite les connaissances en radioprotection ncessaires aux intervenants en ZC, ainsi que lesconnaissances complmentaires qui donnent le sens profond des exigences de radioprotection etles placent dans leur environnement scientifique et rglementaire. Il reflte la politique de laDivision Production Nuclaire en matire de radioprotection et rappelle les principes de base surlesquels se fondent les procdures et les rgles. Il ne traite volontairement pas de la radioprotec-tion la conception.

Il capitalise lexprience en radioprotection dEDF.

Cependant cet ouvrage ne constitue pas le rfrentiel de radioprotection. Celui-ci figure dans lintranet PRISMe (http://prisme.edf.fr).

Pour tout approfondissement en radioprotection veuillez contacter la personne ou le service comptent en radioprotection de votre entreprise.

Cet ouvrage est conu pour tre consult en fonction de vos besoins. Le mmento nest pas undocument lire en entier et dans lordre strict des pages. Il peut tre utilis pour une lecture thmatique, avec ou sans ordre prtabli

La navigation est facilite par un sommaire dtaill , un reprage en couleur des chapitres et unlexique renvoyant aux pages o le terme est employ.

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22-28, rue Joubert75009 Paris

Mmento de la

RadioProtectionen exploitation

Edition 2004

Mmento de la

RadioProtectionen exploitation

LES CHAPITRES & ANNEXES

CHAPITRE 1 : NOTIONS DE BASE1.1 Structure de la matire1.2 Radioactivit1.3 Interactions rayonnements / matire1.4 Types de rayonnements ionisants1.5 Grandeurs et units1.6 Modes dexposition1.7 Grands principes de radioprotection1.8 Moyens de protection contre les expositions externe et interne

CHAPITRE 2 : ORIGINE DES RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLAIRE

2.1 Dfinition du terme source2.2 Produits de fission (PF)

2.2.1 Cration des produits de fission2.2.2 Produits de fission dans le combustible2.2.3 Expositions interne et externe

2.3 Produits dactivation (PA)2.3.1 Gnralits2.3.2 Produits d'activation issus des structures du racteur2.3.3 Produits d'activation issus des produits de corrosion2.3.4 Produits d'activation issus du fluide primaire ou de l'air2.3.5 Compartement global des produits dactivation

2.4 Actinides2.4.1 Origine et risques associs la contamination alpha2.4.2 Comportement dans le circuit primaire

2.5 Protections la conception2.5.1 Utilisation dcrans2.5.2 Protection contre l'exposition externe2.5.3 Protection contre la contamination interne

2.6 Limitation du terme source : la radiochimie2.6.1 La contamination normale des circuits2.6.2 Surcontaminations

CHAPITRE 3 : RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALENUCLAIRE

3.1 Risque dexposition externe 3.1.1 Signalisation et valuation du risque dexposition externe3.1.2 Moyens de dtection3.1.3 Actions de prvention

3.2 Risque de contamination3.2.1 Prvention contre la contamination3.2.2 Moyens de dtection

3.3 Risque iode 3.3.1 Moyens de dtection3.3.2 Actions de prvention

3.4 Risque alpha3.4.1 Moyens de dtection3.4.2 Modalits de prvention spcifiques au risque alpha

3.5 Accs dans le btiment racteur, tranche en puissance3.5.1 Moyens de dtection3.5.2 Actions de prvention lies une intervention

CHAPITRE 4 : SUIVI MDICAL ET DOSIMTRIQUE DES TRAVAILLEURS EXPOSS

4.1 Surveillance mdicale spciale (SMS)4.1.1 Exigences rglementaires4.1.2 Aspects mdicaux4.1.3 Restitutions dosimtriques

4.2 Surveillance de l'exposition individuelle4.2.1 Notions de base4.2.2 Surveillance de lexposition externe4.2.3 Surveillance de la contamination interne 4.2.4 Surveillance de la contamination externe

4.3 Surveillance de l'exposition du personnel fminin4.4 Expositions exceptionnelles

CHAPITRE 5 : MOYENS DE MESURE EN RADIOPROTECTION

5.1 Principes de dtection des rayonnements ionisants5.1.1 Dtecteurs ionisation de gaz5.1.2 Dtecteurs scintillation5.1.3 Dtecteurs semi-conducteurs

5.2 Surveillance continue de linstallation5.3 Surveillance de lambiance des zones de travail

5.3.1 Evaluation du dbit de dose ambiant5.3.2 Evaluation de la contamination de surface 5.3.3 Evaluation de la contamination atmosphrique

5.4 Surveillance de la contamination des personnels sortant de zone contrle5.4.1 CMP : contrleur mains-pieds5.4.2 C1: portique de contrle entre la zone contrle et le vestiaire chaud5.4.3 C2 : portique de contrle entre les vestiaires chaud et froid5.4.4 CPO : contrleur petits objets5.4.5 C3 : portique de sortie de site

5.5 Suivi de la dosimtrie individuelle5.5.1 Dosimtrie passive5.5.2 Dosimtrie active5.5.3 Dosimtrie complmentaire

CHAPITRE 6 : MOYENS DE PROTECTIONS COLLECTIVE ET INDIVIDUELLE

6.1 Moyens de protections collectives6.1.1 Protections biologiques6.1.2 Confinement des chantiers

6.2 Moyens de protections individuelles6.2.1 Tenue de base 6.2.2 Surtenue non tisse 6.2.3 Gants6.2.4 Heaume ventil et tenue tanche ventile

CHAPITRE 7 : MANAGEMENT DE LA RADIOPROTECTION7.1 Structures de dcision et de pilotage de la radioprotection

7.1.1 Ligne managriale7.1.2 Appuis de la direction de la Prsidence7.1.3 Appuis de la direction de la Division Production Nuclaire (DPN)7.1.4 Appuis de la direction de la Division Ingnierie Nuclaire (DIN)

7.2 Rfrentiel de radioprotection du parc en exploitation7.3 Objectifs et ambitions dEDF dans le domaine de la radioprotection

7.3.1 Amener la radioprotection au mme niveau que la sret7.3.2 Objectif de rduction des doses individuelles7.3.3 Objectif de rduction des doses collectives7.3.4 Propret radiologique des installations

CHAPITRE 8 : ORGANISATION DE LA RADIOPROTECTION EN EXPLOITATION

8.1 Responsabilit radioprotection dans un CNPE8.1.1 Rle du cadre de direction en charge de la radioprotection8.1.2 Rle de la hirarchie oprationnelle8.1.3 Rle du service prvention des risques 8.1.4 Rle des services mtiers 8.1.5 Rle du service mdical du travail

8.2 Exigences vis vis des travailleurs8.2.1 Formalits d'accs et de sortie8.2.2 Formation et habilitation

8.3 Prparation des interventions en zone contrle8.3.1 Dfinition dobjectifs de dose (ODD)8.3.2 Analyse de risques radioprotection8.3.3 Evaluation dosimtrique prvisionnelle initiale (EDPI)8.3.4 Classement des activits8.3.5 Optimisation de la radioprotection de lactivit8.3.6 Evaluation dosimtrique prvisionnelle optimise (EDPO)8.3.7 Principe de validation

LES CHAPITRES & ANNEXES

8.3.8 Document radioprotection : le Rgime de Travail Radiologique (RTR)8.3.9 Systme dinformation de la radioprotection

8.4 Ralisation des travaux en zone contrle8.4.1 Avant les travaux8.4.2 Pendant les travaux8.4.3 Repli de chantier

8.5 Matrise des zones et propret radiologique des installations8.5.1 Zonage radioprotection8.5.2 Zonage propret/dchets : la Directive 1048.5.3 Surveillance de la contamination hors zone contrle (Directive 82)

8.6 Tirs gammagraphiques8.6.1 Gestion des sources8.6.2 Mise en uvre des appareils contenant des sources8.6.3 Balisage des zones de tir

CHAPITRE 9 : RADIOPROTECTION EN DCONSTRUCTION 9.1 Stratgie de dconstruction des racteurs arrts9.2 Grandes phases techniques de la dconstruction9.3 Risques lis la radioprotection en phase de dmantlement

9.3.1 Connaissance de l'tat radiologique de l'installation9.3.2 Prparation des chantiers de dmantlement

9.4 Enseignements des premires oprations de dmantlement9.5 Ncessit de disposer de filire d'vacuation des dchets produits

CHAPITRE 10 : ASPECTS RADIOPROTECTION DUTRANSPORT DE MATIRES ET OBJETS RADIOACTIFS

10.1 Rglements pour le transport de matires radioactives10.1.1 Texte de base : lADR10.1.2 "Matires radioactives" classe 7

10.2 Organisation du transport de matires radioactives10.2.1 Emballage et son contenu : le colis10.2.2 Contrles en radioprotection autour des colis 10.2.3 Signaltique : les tiquettes de danger10.2.4 Programme de protection radiologique

ANNEXE 1 EFFETS BIOLOGIQUES DES RAYONNEMENTS IONISANTS

A1.1 Mcanismes d'actions des rayonnements ionisantsA1.2 Effets dterministesA1.3 Effets stochastiquesA1.4 Irradiation globale ou localise forte doseA1.5 Effets gntiques et hrditairesA1.6 Effets sur l'embryon et le ftusA1.7 Effets de liode sur la glande thyrode

ANNEXE 2 PRINCIPAUX TEXTES RGLEMENTAIRESA2.1 IntroductionA2.2 Transposition des directives EURATOMA2.3 Ordonnance n 2001-270 du 28 mars 2001A2.4 "Dcret Population" (Dcret n 2002-460 du 4 avril 2002)A2.5 "Dcret Travailleurs" (Dcret n 2003-296 du 31 mars 2003)A2.6 "Dcret Interventions" (Dcret n 2003-295 du 31 mars 2003)

ANNEXE 3 ORGANISMES INTERNATIONAUX ETFRANAIS RELATIFS LA RADIOPROTECTION

A3.1 Organismes InternationauxA3.2 Organismes Franais

IndexRfrences bibliographiquesRemerciements

1 NOTIONS DE BASE... 1.1 Structure de la matire... 1.2 Radioactivit... 1.3 Interactions rayonnements / matire... 1.4 Types de rayonnements ionisants... 1.5 Grandeurs et units... 1.6 Modes dexposition... 1.7 Grands principes de radioprotection... 1.8 Moyens de protection contre

les expositions externe et interne

Chapitre

1

1

6Reprsentations de latome selon les diffrentes thories

A A : nombre de masse

Z Z : numro atomiqueX {

X : symbole dun lment chimique (ex. : oxygne, iode)

Symbole dun lment chimique

Microsoft

17

1.1 STRUCTURE DE LA MATIRE

Latome, plus petite quantit de matire ayant une identit chimique, est constitu departicules lmentaires :

les protons ( charge lectrique positive) et les neutrons (particules neutres) :ils forment ensemble le noyau de latome. Le numro atomique (Z), correspondantau nombre de protons, est caractristique dun lment chimique. La somme des neutrons et des protons correspond au nombre de masse (A) ou nombre denuclons,

les lectrons ( charge lectrique ngative) : ils gravitent autour du noyau (modle plantaire) et leur nombre est gal celui des protons.

Des atomes ayant un mme numro atomique (Z identique), cest--dire un mme nombre de protons, mais un nombre de neutrons diffrents, sont appels des isotopes.Ils peuvent tre stables ou radioactifs et ont les mmes proprits chimiques et biologiques (ex. : 58Co, 59Co, 60Co). Seules les proprits physiques diffrent.

Les atomes sassemblent pour constituer une molcule. En sassociant et en sorgani-sant dune faon plus ou moins complexe, les molcules forment des matriaux aussivaris que de la roche ou de la matire vivante.

Dcouverte de la radioactivit En 1895, W. Rntgen dcouvre les rayons X. En 1896, Henri Becquerel, au Musum national dhistoire naturelle, Paris, tudie

la fluorescence de certains corps. Il dcouvre ainsi que le sulfate double duranyleet de potassium met un rayonnement pntrant capable de noircir une plaquephotographique. Il tablit que ce rayonnement est mis par llment uranium.

En 1898, Pierre et Marie Curie, lcole de physique etchimie de la ville de Paris, dcouvrent deux nouveauxlments, le polonium, puis le radium, dont le rayon-nement est particulirement actif. Ils proposentalors le terme de radioactivit.

Henri Becquerel et Pierre et Marie Curie reurentconjointement le prix Nobel de physique en 1903 pourleurs dcouvertes.

1 - NOTIONS DE BASE

ACJC

8Radionuclides Symbole Priode

Azote 16 16N 7,4 s

Iode 131 131I 8 jours

Cobalt 58 58Co 70,8 jours

Argent 110m 110mAg 249,8 jours

Cobalt 60 60Co 5,3 ans

Tritium 3H 12,3 ans

Csium 137 137Cs 30,2 ans

Amricium 241 241Am 432,7 ans

Plutonium 239 239Pu 24 400 ans

Uranium 235 235U 7,1.108 ans

T 2T 3T 4T 5T t

Ao/32Ao/16Ao/8

Ao/4

Ao/2

Ao

A

Priode radioactive

A : activitt : tempsT : priode

Exemples de radionuclides

19

1.2 RADIOACTIVIT

La radioactivit est un phnomne physique correspondant lmission spontane dnergie sous forme dun rayonnement (particulaire ou lectromagntique) par desnoyaux instables (dits radioactifs).

La radioactivit se caractrise par lmission par le noyau de particules et/ou de rayonnement(s) lectromagntique(s).

Le rayonnement mis est dit ionisant sil est capable darracher un lectron des atomesdune structure molculaire.

Les radiolments sont caractriss par la nature et lnergie des rayonnementsquils mettent ainsi que par leur priode radioactive, cest--dire le temps ncessairepour que lactivit dune source radioactive diminue de moiti. La priode varie dequelques secondes plusieurs milliards dannes selon le radionuclide.

Sources radioactives scelles ou non scelles

Une source radioactive non scelle est une source fractionnable dont la pr-sentation et les conditions normales demploi ne permettent pas de prvenirtoute dispersion de substance radioactive : source en gnral conditionne dansdes conteneurs facilement ouvrables, souvent ltat liquide ou gazeux.

Une source radioactive scelle est une source dont la structure et le condition-nement empchent en utilisation normale toute dispersion de matires radioac-tives dans le milieu ambiant : source incorpore solidement dans une matiresolide inactive ou scelle dans une enveloppe inactive.

1.3 INTERACTIONS RAYONNEMENTS / MATIRE

Les rayonnements se classent en deux catgories :

les rayonnements directement ionisants : ils sont constitus par des particules charges (rayonnements et ),

les rayonnements indirectement ionisants : ce sont les rayonnements lectroma-gntiques ( et X) et les neutrons.

1 - NOTIONS DE BASE

10

Noyau d'hlium

lectron

lectron Rayonnementgamma

mission alpha

mission bta moins

mission bta moins

Noyau

mission gamma

Le rayonnement gamma

Exemples de transformations

Par exemple, lamricium 241 est radio-actif metteur alpha et se transforme enneptunium 237.

Par exemple, le fer 59 est radioactif metteurbta moins et se transforme en cobalt 59.

Par exemple, le cobalt 60 setransforme par dsintgra-tion bta en nickel 60 quiatteint un tat stable enmettant un rayonnementgamma.

111

1.4 TYPES DE RAYONNEMENTS IONISANTS

Le rayonnement alpha () : il sagit dun noyau dhlium encore appel particule alpha,compos de deux protons et de deux neutrons. Seuls les noyaux dont le nombre demasse est lev (suprieur 200) prsentent ce type de radioactivit.Ce rayonnement est peu pntrant. Son parcours nest que de quelques centimtres danslair et quelques dizaines de microns dans leau et les tissus de lorganisme. Une simplefeuille de papier suffit larrter.

Le rayonnement bta () : il correspond lmission dun lectron charg ngativement (-)ou positivement (+). Cette mission est caractristique des noyaux contenant un excs deneutrons par rapport lisotope stable. Son parcours est de plusieurs mtres dans lair etquelques millimtres dans leau. Il est plus pntrant que les rayonnements alpha, mais laparoi en verre dun flacon ou une feuille de papier aluminium suffit larrter.

Les rayonnements gamma () et X : ils consistent en lmission dnergie sous forme dephotons de mme nature que la lumire. Leur nature est lectromagntique (pas de charge, pas de masse). Ils accompagnent les missions de particules et surtout .Ils sont trs pntrants et traversent facilement lorganisme. De fortes paisseurs dematriaux denses et compacts (eau, bton, plomb) sont ncessaires pour en attnuer lintensit.

Le rayonnement neutronique (n) : cest une mission de particules non charges, les neutrons, qui peuvent pntrer profondment dans la matire. Ils ne sont pratiquementpas ralentis par lair et pntrent profondment dans lorganisme. Les neutrons sont issus soit de la raction de fission dans un racteur nuclaire, soit des fissions spontanes du combustible us ou neuf (plus particulirement le MOX).

1 - NOTIONS DE BASE

12

Produit Activit (Bq/kg)

Lait de vache 50 70

Poisson 75 100

Viande 90

Pommes de terre 100 150

Lgumes verts 100

Huile de table 180

Fruits frais 40 90

Vin 20 30

Eau minrale 1 - 5

Unit dactivitle becquerel (Bq)

Unit qui value les effets biologiques sur les tissus vivants

le sievert (Sv)

LES UNITS

Unit qui mesure lnergieabsorbe par la matire

le gray (Gy)

Activit naturelle de quelques denres courantes (Bq/kg)

113

1 - NOTIONS DE BASE

1.5 GRANDEURS ET UNITS

Lactivit dune source radioactive correspond au nombre de noyaux qui se transfor-ment spontanment par seconde ; elle sexprime en becquerel (1 Bq = 1 dsintgrationpar seconde). Cest une petite unit compare aux activits habituellement trouves dans la nature. A titre dexemple, le corps humain dun adulte contient une activit de 6 500 Bq de potassium 40 (40K) dont lorigine est naturelle.

La prsence dune certaine quantit de radioactivit un endroit o elle ne devrait pastre prsente constitue une contamination. Cette notion peut tre rapporte une sur-face (activit surfacique en Bq/cm2), un volume (activit volumique en Bq/m3) ou unemasse (activit massique en Bq/g).

Les relations entre les caractristiques de la source, lexposition et les consquences delinteraction des rayonnements avec la matire sont complexes. Elles sont tudies enradioprotection par le biais de la dosimtrie dont la finalit est lvaluation de la dose.

La dose absorbe (D) : elle correspond lnergie absorbe par unit de massede matire. Son unit est le gray (Gy) qui quivaut 1 joule par kilogramme. Il sagit dune grandeur physique qui permet de caractriser une irradiation et demesurer son importance. Cest la rfrence essentielle en radiobiologie.

La dose quivalente (H) : dose absorbe gale, les effets biologiques varient enfonction du dbit de dose et de la nature du rayonnement. Afin de tenir compte dece dernier facteur, on utilise cette grandeur dfinie pour les besoins de la radiopro-tection. Celle-ci introduit en plus de la quantit dnergie absorbe, un facteur depondration : WR, caractristique du rayonnement car tous les becquerels nontpas le mme effet . La dose quivalente sexprime en sievert (Sv).

H (Sv) = D (Gy). WRWR = 1 pour , , X, WR = 20 pour , WR = 5 20 pour n.

WT est une image de la radiosensibilit du tissu

14

Organes WT

Gonades (testicules ou ovaires) 0,20

Molle osseuse, clon, poumons, estomac 0,12 chacun

Seins, vessie, foie, sophage, thyrode 0,05 chacun

Peau, surface osseuse 0,01 chacun

Reste de lorganisme 0,05 chacun

Une personne qui sjourne dans une ambiance

de 1 mSv/h pendant 2 heures

aura intgr une dose de 2 mSv.

Relation dose et dbit dquivalent de dose

Facteurs de pondration tissulaire (WT)

115

1.5 GRANDEURS ET UNITS (suite)

Dose efficace (E) :

Il sagit de la somme des doses absorbes par tous les tissus, exprimes en gray. Elle estdoublement pondre : une premire fois par le facteur WR qui permet de tenir comptede la qualit du rayonnement (, , ) et une deuxime fois par le facteur WTpermettant de tenir compte de la radiosensibilit du tissu expos. La dose efficace a pourobjectif dapprcier le risque total et sexprime galement en sievert (Sv). Elle est appele communment Dose .

E (Sv) = D. WR. WT

Dbit dquivalent de dose :

Pour des raisons de pratique oprationnelle, il est commode de mesurer une autre grandeur : le dbit dquivalent de dose (couramment appel dbit de dose).Il correspond la dose dlivre pendant lunit de temps. Les cartographies des locauxsont ralises avec un appareil : le radiamtre qui mesure un dbit de dose.

Dose engage :

Dans les cas dexposition interne, on calcule la dose qui en rsulte. On parle alors de dose engage. Cest la dose qui sera reue par la personne pendant tout le temps ola source restera dans son organisme avant son limination (par dcroissance radioactiveet par limination naturelle) et sur une dure maximum de 50 ans pour un travailleur.

Dose efficace collective dite dose collective :

Cest la somme des doses efficaces individuelles pour un groupe donn. Elle sexprimeen homme . sievert (h.Sv). Son utilisation est limite lusage de loptimisation de laradioprotection.

Par exemple, une dose collective de 1 h.Sv est la dose reue par un groupe de cent personnesayant reu chacun 10 mSv ou bien par un groupe de 1000 personnes ayant reu chacun 1 mSv.

1 - NOTIONS DE BASE

La radioactivit est un phnomne physique qui a pour consquence lmission de

rayonnements ionisants conduisant en cas de prsence humaine une

exposition. Cette dernire est lie une absorption dnergie exprime sous la

forme dune grandeur : la dose. La radioprotection a pour but de se protger des

effets des rayonnements ionisants et de limiter la dose.

16

Particules alpha.

Pntration trs faible. Une simple feuillede papier est suffisante pour arrter les noyaux dhlium.

Particules bta moins : lectrons.

Pntration faible. Parcourt quelquesmtres dans lair. Une feuille daluminiumde quelques millimtres peut arrter les lectrons.

Rayonnements X ou gamma.

Pntration trs grande, fonction de lnergie du rayonnement :plusieurs centaines de mtres dans lair. Une forte paisseur de bton ou de plomb permet de sen protger.

Neutrons.

Pntration dpendante de leur nergie. Une forte paisseur de bton, deau ou de paraffine arrte les neutrons.

Pouvoir de pntration dans la matire des rayonnements ionisants

De la radioactivit la radioprotection

117

1.6 MODES DEXPOSITION

EXPOSITION EXTERNE :

La source radioactive est lextrieur de lorganisme. Si lensemble de lorganisme est atteint, on parle dexposition globale ; si seule une partie est atteinte, il y a exposition partielle. Lorsque les rayonnements sont mis par des radionuclides prsents la surface de la peau, on parle de contamination externe.

EXPOSITION INTERNE :

La source radioactive se trouve lintrieur de lorganisme. Le ou les radio-contaminants sontdirectement en contact avec les tissus internes de lorganisme, on parle dexposition interne.

1.7 GRANDS PRINCIPES DE RADIOPROTECTION

La radioprotection vise se protger des effets des rayonnements ionisants et limiterla dose. Elle repose sur trois grands principes : la justification, loptimisation et la limita-tion des doses.

Justification : toute activit humaine susceptible dentraner une exposition delhomme aux rayonnements ionisants doit tre justifie par les avantages quelleprocure. Ses bnfices doivent tre suprieurs ses inconvnients.

Optimisation : pour une source donne, lobjectif gnral est de maintenir lesvaleurs de doses individuelles, le nombre de personnes exposes et la probabilitdexposition potentielle au niveau le plus bas quil est raisonnablement possibledatteindre, compte-tenu de ltat des techniques et des facteurs socio-cono-miques. Cest le principe ALARA (As Low As Reasonably Achievable*).

Limitation des doses : lexposition dune personne aux rayonnements ionisantsrsultant dune activit nuclaire ne doit pas dpasser les limites rglementaires.

* Aussi bas que raisonnablement possible

1 - NOTIONS DE BASE

18

100 keV 1 MeV

Plomb 0,01 cm 0,9 cm

Eau 4,2 cm 10,0 cm

PROTECTION COLLECTIVEConfinement des sources nonscelles dans des enceintes

et des circuits tanches

PROTECTION INDIVIDUELLEProtections respiratoires

Tenue tanche{

PROTECTION COLLECTIVEBlindage des sources

Ecrans (bton, acier, eau)

PROTECTION INDIVIDUELLEDistance

Dure dexposition{LEXPOSITIONEXTERNE

PROTECTION COLLECTIVEContrle et nettoyage des surfaces

Zonage des locaux

PROTECTION INDIVIDUELLEGants

Surtenues{LA CONTAMINATIONEXTERNE

LEXPOSITIONINTERNE

Moyens de protection contre :

Valeurs de la couche de demi-attnuation (CDA) oupaisseur moiti duplomb et de leau pour des photons de diffrentes nergies

119

1.8 MOYENS DE PROTECTION CONTRE LES EXPOSITIONS EXTERNE ET INTERNE

La limitation de lexposition externe repose sur trois paramtres majeurs : distance,cran, temps dexposition. Utiliss de manire combine, ils assurent une protectionoptimale.

Distance : lexposition une source ponctuelle est inversement proportionnelle aucarr de la distance. Doubler la distance divise lexposition par 4, tripler la distance divise lexposition par 9 Cette loi est dite loi en 1/d2.

Ecran : il sagit dinterposer un cran dont la nature et lpaisseur (eau, matelas deplomb, bton) sont adaptes aux caractristiques de la source de rayonnements.

* Pour des rayonnements , peu pntrants, des crans trs minces (alumi-nium, cuivre, argent) sont suffisants.

* Pour des rayonnements , moyennement pntrants, des crans de matriaux faible numro atomique (plexiglas, plastique) les absorbent compltement.

* Pour des rayonnements X ou , trs pntrants, on utilise gnralement desmatriaux de numro atomique lev (plomb). Lefficacit des matriaux dcran est mesure par la valeur de lpaisseur du matriau considr qui divise le dbit de dose par deux (paisseur moiti) ou par dix (paisseur dixime).

* Pour des neutrons, on utilise des crans de faible numro atomique (eau,paraffine) pour les ralentir (thermalisation) et les absorber par des crans debore ou de cadmium.

Temps : la dose absorbe par lorganisme est proportionnelle au temps dexposition. Rduire les temps dexposition ou prvoir des refuges faibleambiance ou points verts ALARA permet de rduire la dose.

La prvention contre la contamination externe et lexposition interne repose sur :

- le confinement des sources,

- la propret radiologique,

- le port de protections individuelles adaptes.

1 - NOTIONS DE BASE

Rponse :1c 2c 3c 4a 5c 6a 7a 8c 9b 10c

20

1 Le phnomne radioactivit trouveson origine dans :a la structure atomiqueb la molculec le noyau

2 Des 3 rayonnements ionisants suivants, le plus pntrant dans la matire est :a b c

3 La dcroissance radioactive dpend :a de lactivit de la sourceb de lnergiec de la priode (demie-vie)

4 Lactivit dune source radioactive estexprime en :a Bq b millisievert (mSv)c Sv/h

5 Quest-ce que la priode radioactive dunradiolment ?

a la dure pour rendre ractif un lmentstable

b le temps de sjour dun radiolmentdans le corps

c le temps ncessaire pour que lactivitait diminu de moiti

6 Le rayonnement est constitu de :a un noyau dHeliumb un lectronc un proton

7 Le parcours des rayonnements dans lairest de lordre de :

a quelques diximes de millimtres

b quelques centimtresc quelques mtres

8 La dose absorbe :a dpend de lorganeb nest attribuable qu une exposition

internec est une grandeur physique mesurable

9 Le millisievert (mSv) sapplique :a la dose absorbe b la dose efficacec lactivit dune source radioactive

10 Pour un dbit de dose quivalent de 1,2mSv/h, quelle sera la dure maximaledintervention si lobjectif dosimtrique par intervenantest de 0,6 mSv ?

a 12 mnb 20 mnc 30 mn

QUiz1

2 ORIGINE DES RISQUESRADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLEAIRE

... 2.1 Dfinition du terme source

... 2.2 Produits de fission (PF)

... 2.3 Produits d'activation (PA)

... 2.4 Actinides

... 2.5 Protections la conception

... 2.6 Limitation du terme source : la radiochimie

Chapitre

2

2

22

Composition du combustible

La teneur du combustible en U235 variede 3,4 4 % en fonction du palier, de la dure des campagnes etdu mode de renouvellementdu combustible.

Uranium enrichi

Uranium naturel

0,7 % - 235 U

Palier

1300 nw900 nw

N4

Dure de lacamoagne

18 mois12 mois12 mois

Renouvellement ducombustible par

1/3 coeur1/4 coeur1/4 coeur

% 235 U

43,73,4

0,93 %238 U

996 97 %238 U

3 4 % - 235 U

Composition du combustible

n

n

n

n

n

n

n

(3)PF PF

PF

235 U239 Pu

235 U239 Pu

238 U 239 Pu

PF

(1)

(2)

Fission nuclaire dans un racteur

223

2.1 DFINITION DU TERME SOURCE

On dsigne par terme source lensemble des radionuclides prsents dans un racteur dufait des ractions nuclaires.

Dans le domaine de la radioprotection, le terme source pris en considration est lensembledes radionuclides contribuant au dbit de dose aux postes de travail.

Les radionuclides qui se forment dans le cur du racteur sont dus aux multiples ractionsnuclaires provoques par l'intense flux de neutrons qui y rgne. On distingue trois grandstypes de ractions :

1 - Environ 40 % des neutrons provoquent des ractions de fission sur les noyaux lourdsdits "fissiles" prsents dans le combustible, principalement l'uranium 235 et le plutonium 239. Ces fissions librent de l'nergie (celle-ci apparat sous forme de chaleur dans le combustible), elles mettent des photons gamma (appels gammainstantans de fission) et plusieurs neutrons, 2,5 en moyenne, ce qui permet d'entre-tenir la raction en chane, enfin elles crent des nuclides radioactifs, les produits defission.

2 - Environ 25 % des neutrons sont capturs par des noyaux lourds dits "fertiles" qui peuvent se transformer en noyaux "fissiles" : ainsi l'uranium 238, prsent en grandequantit dans le combustible, va se trouver partiellement transform en plutonium 239.Ce plutonium 239 participe la raction en chane en subissant la raction de fission,mais il capture aussi des neutrons pour devenir plutonium 240, puis plutonium 241,ce qui est le point de dpart d'une srie de ractions crant des noyaux radioactifs pluslourds. Les nuclides radioactifs qui se forment ainsi, isotopes des lments au del de l'uranium - neptunium, plutonium, amricium, curium,- constituent la chane desactinides.

3 - Les neutrons restants (environ 35 %) disparaissent en tant capturs par d'autrestypes de noyaux prsents dans le racteur - matriaux de structure, eau primaire,corps dissous dans l'eau - ce qui conduit l'mission de photons gamma et la cra-tion de produits d'activation.

Les produits de fission, les actinides (voir chapitre 3.4) et les produits d'activation constituentles trois grands volets du terme source qu'il faut prendre en compte sur le plan de la radioprotection.

2 - ORIGINE DES RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLAIRE

Une tonne de combustible us contient plusieurs dizaines de kilogrammes de produits defission lors de son retrait du coeur.

24

Elment Isotope Priode Caractristiques

Gaz rares 85 Kr 10,7 ans Lorsquils schappent de la gaine du combustible,Krypton et 133 Xe 5,3 jours ces lments peuvent se retrouver dissous dans

Xnons 133m Xe 2,2 jours le fluide primaire ou sous forme gazeuse.

Iode 131 I 8 jours Liode peut se trouver sous forme de gaz(iode molculaire), sous forme soluble

(iodure) ou sous forme d'arosols.

Csium 134 Cs 2,1 ansLe csium est trs soluble et peut

137 Cs 30,2 ansdonc se retrouver dans leau mais

aussi sous forme d'arosols.

Principaux produits de fission de priode suprieure un jour

Coupe d'un assemblage combustible factice

225

2.2 PRODUITS DE FISSION (PF)

2.2.1 Cration des produits de fission

Lors de la fission, le noyau lourd se fragmente gnralement en deux noyaux de masse ingale, appels fragments de fission. Ces fragments de fission sont radioactifs. On appelleproduits de fission l'ensemble des fragments de fission et de leurs descendants, car il faut plusieurs dsintgrations avant d'aboutir au noyau stable qui marque la fin de la chane de filiation radioactive. Les produits de fission sont des metteurs bta () dont les dsint-grations s'accompagnent souvent d'un mission gamma.

2.2.2 Produits de fission dans le combustible

Les produits de fission se retrouvent sous diverses formes chimiques qui conditionnent leurmigration hors du combustible. La plupart sont sous forme doxydes solides ou sous forme demtaux nobles et se fixent dans le combustible. Dautres sont gazeux, tels les iodes et les gazrares (Xe, Kr) et peuvent tre plus facilement disperss dans le fluide primaire en cas dedfauts du gainage du combustible.

2.2.3 Expositions interne et externe dues aux produits de fission

Migration des produits de fission hors des crayons combustiblesLes produits de fission restent normalement confins lintrieur de la gaine des crayonscombustibles. Leur prsence dans le fluide primaire en fonctionnement normal ne peut cepen-dant pas tre totalement vite en raison de la prsence de noyaux fissiles ltat de tracesur la surface des crayons (cf. 3.4 Actinides). Mais lessentiel de la contamination du circuitprimaire en produits de fission provient de lintanchit de quelques crayons du cur( comparer aux 41 000 54 000 crayons prsents dans le cur dun racteur).De petits dfauts peuvent alors conduire la contamination du fluide primaire par les l-ments les plus solubles tels que les gaz rares, les isotopes de liode et ceux du csium. Dansle circuit primaire, en fonctionnement normal, en prsence dun dfaut, les gaz rares sortentaisment du crayon dfectueux. Il nen est pas de mme pour les isotopes de liode qui restent davantage pigs lintrieur du crayon, mais qui peuvent tre relchs dans le fluide primaire lors dune baisse de pression du circuit.

Expositions lors des manutentions de combustible irradiLors des manutentions du combustible irradi sous eau, la dose est due principalement aux mis-sions gamma des produits de fission. La quantit de produits de fission est dautant plus grandeque le taux de combustion des assemblages est lev.


26

Radio- Priode Produit par Provenancenuclide T l'activation deCobalt 60 : 5,3 ans 59Co Activation du cobalt 59 stable (100 % du cobalt)

60 Co Le cobalt est le constituant principal des stellites* (60 %),il est prsent titre d'impuret dans les alliages.

Cobalt 58 : 70,9 jours 58Ni Activation du nickel 58 stable (68 % du nickel)58 Co Le nickel est le principal constituant des tubes

d'inconel des gnrateurs de vapeur (72 % pour l'alliage 600, 58 % pour le 690). Il est utilis en

proportions variables dans les alliages inoxydables.

Antimoine 124 : 60,2 jours 123Sb Activation de l'antimoine 123 stable (43 % de124Sb l'antimoine). Grappes sources secondaires en

antimoine/bryllium, impurets du gainage en zircaloy, butes et paliers de certaines pompes.

Argent 110 249,8 109Ag Activation de l'argent 109 stable (48 % de l'argent)mtastable : 110mAg jours Grappes de contrle constitues

d'AIC (Argent, Indium, Cadmium), joints.

Manganse 54 : 54Mn 312,2 jours 54Fe Activation du fer 54 stable (6%) provenant des structures.

Fer 59 : 59Fe 45,5 jours 58Fe Activation du fer 58 stable (0,3 %) provenant des structures.

Chrome 51 : 51Cr 27,7 jours 50Cr Activation du chrome 50 stable provenant des structures.

Nickel 63 : 63Ni 100 ans 62Ni Activation du nickel 62 stable (3,6 % du nickel).

Nickel 59 : 59Ni 74 000 ans 58Ni Activation du nickel 58 stable (68 % du nickel).

Fer 55 : 55Fe 2,7 ans 54Fe Activation du fer 54 stable (6 % du fer).

Zirconium 93 : 93Zr 1,5x106 ans 92Zr Activation du zirconium 92 stable (17 % du zirconium).

Molybdne 93 : 93Mo 3 500 ans 92Mo Activation du molybdne 92 stable (15 % du molybdne).

Niobium 94 : 94Nb 20 000 ans 93Nb Activation du niobium 93 stable (100 % du niobium).

* stellite : alliage utilis pour ses qualits de rsistance lusure.

Principaux radionuclides gnrs dans un racteur REPpar l'activation des structures et/ou des produits de corrosion

227

2.3 PRODUITS D'ACTIVATION (PA)

2.3.1 Gnralits

Lorsquun lment non radioactif (au sein d'un matriau, d'un fluide ou dans l'air) estsoumis un flux neutronique (bombardement par des neutrons), cet lment est activ, c'est--dire que un ou plusieurs corps radioactifs (radionuclides) sont crs. Cesradionuclides sont appels "produits d'activation".

Les produits d'activation prsents dans un racteur eau pressurise (REP) rsultent lafois de l'activation des impurets contenues dans le fluide du circuit primaire, de l'activation du fluide lui-mme et de l'activation des structures.

La quantit et la nature des radionuclides crs par ce phnomne d'activation dpendent de l'intensit du flux neutronique (quantit de neutrons incidents, fonction dela puissance du racteur), de la nature et de la composition des lments exposs au fluxneutronique ainsi que de la dure pendant laquelle ils sont soumis ce flux.

2.3.2 Produits d'activation issus des structures du racteur

Les radionuclides crs suite l'activation des structures mtalliques situes dans lecur du racteur ou autour de celui-ci (circuit primaire) sont appels "produits d'activation issus des structures".

Les principaux radionuclides gnrs dans un racteur REP par l'activation des structures sont prsents dans le tableau ci-contre rsumant l'origine et les caractris-tiques des radionuclides ainsi forms.

La gestion prventive du risque consiste rduire le terme source, donc limiter dansla mesure du possible la formation des produits d'activation dans les structures.

Pour cela, il est ncessaire de choisir avec soin les lments prsents dans les structures.Ont par exemple t mis au point des aciers spciaux au zirconium, contenant une teneurtrs faible en cobalt afin de rduire la formation de 60Co metteur de rayons gamma ()de forte nergie. La formation d'un produit d'activation comme le 60Co peut galementtre rduite en limitant la fois la quantit d'impurets en 59Co dans les matriaux etl'emploi des stellites.


28

Origine des produits dactivation

Barres de contrleTubes degnrateurde vapeur

Pompe primaire

Vapeur

Cuve

Coeur

Pressuriseur

Fluide primaire

Systme secondaireeau / vapeur

Eausecondaire

Q

RE

W

Q Corrosion des matriaux et relchement des produits de corrosion dans le fluide primaire.W Activation des produits de corrosion sous flux neutronique. Principales ractions :

58 Ni + 1n --> 58 Co + p59 Co + 1n --> 60 Co +

E Transport des radionuclides dans le fluide primaireR Dpt des radionuclides sur les surfaces hors flux neutronique

229


2.3.3 Produits d'activation issus des produits de corrosion

Au contact du fluide primaire, les structures du circuit se recouvrent dune couche doxydeprotectrice. Ce phnomne saccompagne du relchement dune partie des diverses espces mtalliques oxydes dans le fluide du circuit primaire que l'on appelle "produitsde corrosion".

Les constituants extraits du mtal de base par ce phnomne de corrosion/relchement(particules, lments solubles) sont transports dans le circuit primaire et soumis au fluxneutronique lors du passage dans le cur. Certains de ces produits de corrosion peuventdonc s'activer. Ils peuvent ensuite se redposer en divers endroits du circuit primaire.

Lensemble des phnomnes mis en jeu est rsum sur la figure ci-contre. Les mmesphnomnes dactivation sappliquent aux particules mtalliques prsentes dans le circuit primaire du fait de lrosion mcanique ou des oprations de maintenance,rodage ou incident dexploitation.

FORMATION DES PRODUITS DE CORROSION

Les conditions de pression et de temprature du circuit primaire en fonctionnement sonttrs contraignantes pour les matriaux constitutifs de ce circuit.

Les principaux produits de corrosion issus des principaux alliages rencontrs dans le circuitprimaire dun REP et susceptibles de s'activer sont les suivants : 55Mn, 50Cr, 58Fe, 54Fe, 58Ni,59Co. Les produits dactivation rsultants sont dtaills dans le tableau du paragraphe 2.3.

GESTION PRVENTIVE DU RISQUE LI CES PRODUITS D'ACTIVATION

Comme indiqu prcdemment, la gestion prventive du risque consiste mettre enuvre tous les moyens possibles pour rduire le terme source et donc limiter dans lamesure du possible la formation de produits de corrosion afin de rduire la quantit d'lments activables. Ceci est en particulier ralis grce au choix de matriaux de type"inoxydable", avec de faibles teneurs en impurets activables.

De plus, le conditionnement chimique du fluide du circuit primaire permet de minimiser etd'optimiser la masse de matriaux relchs ainsi que le temps de sjour de ces matriaux sous flux neutronique : le bore, destin contrler la ractivit du cur (le bilande neutrons) et utilis sous forme dacide borique, est neutralis par la lithine, basique ; lemilieu est maintenu dans des conditions rductrices grce linjection dhydrogne.

Enfin, la purification du fluide primaire (via l'utilisation des filtres et rsines du circuitRCV) permet de rduire les concentrations de radionuclides en fonctionnement normalet pralablement aux interventions.

30

Radio- PriodeProvenance

nuclide T

Produits d'activation issus du fluide primaire ou de l'air

Azote 16 : 16N 7,1 sL'azote 16 est produit par raction sur l'oxygne 16 contenu dansle fluide primaire. Il met des rayonnements trs nergtiques.

Le tritium est produit par raction sur le bore (principalement 10B)

Tritium : 3H 12,3 anset sur le lithium (principalement 6Li) ajouts au fluide primaire pour contrler respectivement la ractivit (bilanneutronique) et le pH (acidit).

La ventilation du puits de cuve fait passer un dbit d'air sous flux Argon 41 : 41Ar 110 minutes neutronique. Cet air contient 0,93 % d'argon naturel dont

99,6 % d'argon 40 activable.

Produit principalement par raction sur l'oxygne 17 de l'eau du fluide

Carbone 14 : 14Cprimaire (mais aussi par raction sur l'oxygne contenu dans

5730 ans le combustible : en effet, les pastilles combustibles sont constituesd'oxyde d'uranium (UO2) et contiennent de ce fait de l'oxygne). Il estgalement produit par raction des neutrons sur l'azote 14.

Sodium 24 : 24Na 15 heures Activation du 23Na, prsent dans l'eau titre d'impuret.

Chlore 38 : 38Cl 37 minutes Activation du 37Cl, prsent dans l'eau titre d'impuret.

Potassium 42 : 42K 12,4 heures Activation du 41K, prsent dans l'eau titre d'impuret.

Zinc 65 : 65Zn 244 jours Activation du 64Zn, prsent dans l'eau titre d'impuret.

231

2.3.4 Produits d'activation issus du fluide primaire ou de l'air

ORIGINE DE CES PRODUITS D'ACTIVATION

Certains produits dactivation rsultent de l'activation d'lments prsents dans le fluideprimaire (eau) ou mme dans l'air du puits de cuve. Ce sont l'azote 16, le tritium,l'argon 41, le carbone 14, le sodium 24, le chlore 38, le potassium 42 et le zinc 65.

GESTION PRVENTIVE DU RISQUE LI CES PRODUITS D'ACTIVATION

Trois actions permettent de limiter les risques induits par les radionuclides issus du fluide primaire :

la dminralisation de l'eau primaire qui permet de limiter les teneurs en impurets des seuils acceptables,

le contrle de la teneur en oxygne de leau dappoint, grce un stockageappropri dans les bches dappoint en eau notamment,

la ventilation avant ouverture du btiment racteur vis--vis de l'argon et du tritium (et des produits de fission gazeux).

2.3.5 Comportement global des produits d'activation

Les produits d'activation ont pour la plupart une priode radioactive relativement courte.Ainsi, ils ont gnralement le temps de disparatre par dcroissance radioactive au cours durefroidissement du combustible en piscine et ne posent pas de rels problmes vis--vis de lagestion des dchets. Les radionuclides de priode radioactive longue, comme 63Ni, 59Ni, 93Zr,93Mo et 94Nb, contribuent au dbit de dose lors du stockage long terme, mais sont mineurslors de lexploitation du racteur. En revanche, les produits d'activation sont trs gnants pourla radioprotection lors des interventions, du fait de leurs fortes missions gamma (). Ils induisent principalement des risques dexposition externe. Par exemple, l'activation du cobalt59 prsent sous forme dimpuret dans de nombreux alliages (galement prsent dans lesrevtements durs comme les stellites) conduit la cration de cobalt 60 qui met deux raiesgamma () de haute nergie, contre lesquelles il est indispensable de se protger.

Ces radionuclides sont particulirement gnants lors des interventions surle racteur l'arrt et reprsentent plus de 90 % des doses. Les isotopes lesplus pnalisants pour la dose sont le cobalt 60, le cobalt 58 et, dansquelques cas particuliers, largent 110 mtastable et lantimoine 124.


32

Composants du Produits de Produits Actinidesterme source fission (PF) dactivation (PA) ou noyaux lourds (NL)

Comment se Cendres de la fission Tout matriau proximit du Constituants du combustibleforment-ils ? nuclaire, ils apparaissent cur en fonctionnement nuclaire neuf et voluant

dans les crayons combustibles sactive : les structures fixes durant le fonctionnement,durant le fonctionnement du mais aussi et surtout les certains se fissionnent enracteur. produits de corrosion donnant de lnergie

vhiculs par le fluide primaire

Liode 131 Le cobalt 60 Les plutonium 239 et 240Quels sont Les gaz rares : Le cobalt 58 Lamricium 241Les principaux ? Xnon 133, Krypton 85 Largent 110m Les curium 242 et 244

Les csium 134 et 137 Lantimoine 124

Quels sont les , , , , , neutronsrayonnements mis ?

En Confins dans les gaines des Produits de corrosion vhiculs Confins dans les gaines desfonction- crayons combustibles, ils dans le circuit primaire et crayons combustible, ils peuventnement peuvent en sortir en cas les circuits annexes. se dissminer en cas

dapparition de dfauts Azote 16 prsent dans leau dapparition de rupturesde gainage. du circuit primaire. de gaine srieuses.Pic dactivit durant le Argon 41 dans lair detransitoire darrt ventilation du circuit primaire.en prsence de dfauts Pic dactivit durant la

O de gainage. phase darrt froid.

sont- En arrt Irradiation importante Produits de corrosion Normalement absents sauf enils ? de tranche autour des assemblages dposs dans les circuits. prsence de ruptures de gaine

combustibles. srieuses pendant la ou lesLiode dissmin peut se Structures internes du cur. campagnes prcdentes.dposer sur les surfacesdes tuyauteries.

Oprations de Attention lhistorique de la Structures proches du cur, Attention lhistorique de la dmantlement tranche et aux intanchits de actives par le flux neutronique. tranche et aux intanchits

la premire barrire qui de la premire barrire quiinduisent des dpts induisent des dptsdans les circuits. dans les circuits.

Les composants du terme source

233

2.4 ACTINIDES

2.4.1 Origine et risques associs la contamination alpha

Les actinides metteurs alpha sont constitus des noyaux lourds initialement prsentsdans le combustible (uranium et plutonium) et de ceux qui en sont issus par capturesneutroniques successives. Les principaux noyaux metteurs alpha sont 239Pu, 240Pu, 241Am,242Cm et 244Cm.

Les actinides sont contenus dans les gaines des crayons combustible. En cas de rupturesde gaine, on en retrouve dans le fluide primaire.

En labsence de dfaut de gainage, on ne les trouve qu ltat de traces provenant desdpts dactinides sur la surface externe du crayon pendant la fabrication (0,2 0,5gramme pour lensemble dun cur) et des impurets prsentes dans le gainage combustible (environ 0,25 partie par million duranium naturel dans le zircaloy 4).

2.4.2 Comportement dans le circuit primaire

La matire fissile libre au cours dune campagne avec des crayons combustibles prsentant des dfauts graves se rpartit de faon sensiblement homogne entre les parties du circuit primaire sous flux et hors flux. Au cours des campagnes suivantes, lesrsidus de cette contamination se comportent comme les produits de corrosion : dptssur le combustible et les surfaces hors flux des particules en suspension dans leau primaire et remises en suspension dans leau par rosion des dpts sur les surfaces.


34

Exemple d'cran de protection

Palier N4 - Porte du local de lchangeur-rgnrateur

CATC

O

235

2.5 PROTECTIONS LA CONCEPTION

Lobjectif fondamental des tudes de radioprotection est de dfinir ou de mettre en uvre des moyens et/ou de mesures prventives vis--vis des rayonnements ionisants rsultant de lexploitation des installations nuclaires.

2.5.1 Utilisation dcransTrois types de matriaux sont utiliss en radioprotection :

les matriaux hydrogns, de faible densit, pour le ralentissement des neutrons :leau, les matriaux hydrocarbons (polythylne, polypropylne, rsines),

les matriaux neutrophages qui permettent, paralllement au ralentissement des neutrons rapides, dabsorber les neutrons thermiques : leau, le bore, le cadmium,

les matriaux lourds qui sont de bons attnuateurs gamma et qui participent au ralentissement des neutrons : plomb, fer, bton.

Types dcransLa typologie des crans et leur technologie de mise en uvre sont dcrites ci-dessous :

les crans fixes : crans de grandes dimensions et lourds monts demeure (btiments, piscine, enceintes blindes,...),

les crans dmontables : lments incorpors dans des crans fixes (portes,fentres, bouchons, dalles,...) ou lments modulaires (assemblage de briques) quipeuvent tre dmonts pour des oprations particulires,

les crans mobiles : crans faisant partie de la protection principale et pouvant treescamotables par pivotement, retrait, translation (portes, obturateurs, bouchons...)ou crans rapports sur la protection principale (opercule, conteneur...),

les crans pour intervention : crans mis en place provisoirement pour permettredes oprations de maintenance (gants ou matelas de plomb, briques de plomb oude bton, bacs de sable...).

Disposition des cransQuelques rgles sont dcrites ci-aprs pour la disposition des crans :

Cas dune source riche en neutrons rapides :- Disposer un matriau ralentisseur en tte de protection- Disposer derrire un matriau qui capture les neutrons thermiques (matriaux bors),

Cas dune source mixte (neutron et gamma) :- Ncessit dabsorber une grande partie des gamma ds leur sortie de la source (gain

de poids et augmentation de la dure de vie des matriaux neutrophages), Cas dune source intense de rayonnement gamma :

- Ecrans de matriaux lourds (plomb, fer, tungstne,...) au plus prs de la source.


36

Exemples d'implantation des crans de protection

La rgle de base pour une bonne protection est l'homognit. Cela signifie que, quel quesoit son parcours, le rayonnement doit traverser une paisseur de matriau suffisante.

Une protection paisse est affaiblie localement si elle n'est pas homogne ; aussi,est-il ncessaire de vrifier lhomognit dans toutes les directions (parois verti-cales, planchers, plafonds) et dviter d'aligner l'axe de la traverse avec la source.

Dans le btiment racteur, pour vi-ter les fuites de neutrons, il estconseill d'utiliser des traversesobliques, afin d'allonger le canal defuite constitu par la tuyauterie.

a + b xx b

a

DCONSEILL RECOMMANDDCONSEILL RECOMMAND

S

S

DCONSEILL RECOMMANDDCONSEILL RECOMMAND

S

S

n

37

2.5.2 Protection contre lexposition externe

En prsence dune source donne, lorsque lintervention est justifie, trois facteurs peuvent contribuer la rduction de lexposition aux rayonnements :

le temps. Pour rduire le temps dexposition, quelques exemples de bonneconception sont donns ci-aprs :

prvoir le supportage des matelas de plomb ainsi que les points dancrage des autres types de protection adapts aux matriels auxquels ils sont ddis et en vrifier latenue au sisme,

les calorifuges doivent tre dclipsables. En effet, les calorifugeurs peuvent tre trs exposs. Le temps de la mise en place et de retrait des calorifuges doit tre aussi rduit quepossible,

un clairage efficace permet un gain sur le temps dexposition des personnels, pour viter la multiplication de multiprises et de rallonges lectriques, des prises de courant

doivent tre en nombre suffisant et correctement places par rapport aux diffrents chantiers, la mise en place de plate-forme daccs permanente pour travaux de maintenance est de

loin prfrable linstallation dchafaudages gnrateurs de temps dexposition, prvoir des outillages et/ou des filtres sans manutention, installation de robinets maintenance allge.

la distance la source de rayonnements doit tre considre de deux faons diffrentes :

distance par rapport l'quipement actif sur lequel on travaille (ex.: renvoi de commande manuelle, camras de surveillance, outillages spcialiss permettant certaines oprations distance),

distance par rapport aux autres quipements actifs, plus particulirement dans le btiment racteur.

les crans de protection entre la source et les personnes ou les matriaux protger (cf. exemples d'implantation page ci-contre).


2

38

Le casematage

Deux axes de rflexion doivent orienter la sparation des matriels cest--dire le casematage :

Caractre actif ou non actif du matriel :Ne pas regrouper dans une mme casemate des matriels actifs et non actifs, car cela pourrait conduirele personnel recevoir inutilement des doses lors des interventions sur le matriel non actif.

Fonction des matriels :Le regroupement par fonction des matriels permet de minimiser les doses reues par les intervenants :

lors des oprations de conduite : un regroupement gographique judicieux facilite les op-rations de conduite (ex. : diminution des alles et venues pour le lignage ou la consignation)et rduit en consquence les dures d'intervention,

lors des oprations de maintenance : durant lintervention sur un matriel, il n'est pas souhaitable que les oprateurs soient soumis un dbit de dose ambiant amplifi par unmatriel voisin "en service", sur lequel aucune intervention n'est raliser.

Exemple de casematage vis--vis du risque d'exposition externe

Exemple de casematage vis--vis du risque dexposition interne

NON

NON OUI

OUI

39


22.5.3 Protection contre lexposition interne

La protection contre lexposition interne sexerce au niveau des locaux (protection collective) et au niveau des individus (protection individuelle).

AU NIVEAU COLLECTIF

La protection contre la contamination interne est assure ds la conception par le confine-ment statique (trois barrires pour les installations nuclaires de base) et le confinement dyna-mique (systme de ventilation et de filtration). Elle est complte en exploitation par lesdispositions spcifiques de radioprotection destines surveiller et contrler leur efficacit.

Les protections collectives consistent :

assurer ltanchit des barrires de confinement, rduire lactivit des fluides par purification, limiter, autant que possible, lactivit des dpts de produits de corrosion, en

particulier, par le contrle de la chimie du circuit primaire, diluer ou piger par ventilation les produits radioactifs dont les gaz rares et les iodes, collecter les fuites et purges, assurer le confinement des locaux et des chantiers, contrler les conditions de fonctionnement laide des chanes fixes de radioprotection.

AU NIVEAU INDIVIDUEL

La protection est assure par le port de protection des voies respiratoires et de vtementsspciaux (tenue autonome).

RGLES GNRALESLes rgles gnrales pour rduire la contamination atmosphrique sont les suivantes :- la rgle la plus importante concerne l'tanchit des circuits. La bonne tanchit de

la robinetterie est rechercher en priorit ;- la dcontamination des locaux doit tre aise (utilisation de peintures spcifiques

permettant une dcontamination plus facile des murs, des sols et des plafonds) ;- des sas en vinyle doivent pouvoir tre installs facilement. Une ventilation compl-

mentaire est ncessaire ;- la ventilation gnrale est tudier avec soin (cf. exemple ci-contre) ;- la circulation de lair se fait imprativement du moins au plus contamin ;- la collecte et l'vacuation des drains de sol sont soigner particulirement.

010

20

30

40

50

Dbit de dose

60

%

60Co 58Co 100Ag + Sb PF

produits d'activation produits de fission

40

En moyenne, 90% des doses sont dues aux produits dactivation

105

104

105

1,1 104

2,5 103

103

102

101

Arrt du racteur Pic d'oxygnation

phase de purification

(valeurs moyennes pour une tranche de 900 MW)

oxygnation en arrt

Act

ivit

v

olu

miq

ue

en

MB

q/t

Arrt dernire pompe primaire

Temps

58 Co

124 Sb

60 Co

Evolution de lactivit volumique de leaupendant la mise en arrt froid

41


22.6 LIMITATION DU TERME SOURCE : LA RADIOCHIMIE

Les dbits de dose aux abords des quipements ont pour origine le transfert de corps radioactifs de la zone sous flux neutronique vers les circuits :

la contamination normale provient essentiellement de la corrosion des matriauxconstituant les circuits. Elle concerne toutes les tranches du parc,

les surcontaminations (ou contaminations incidentelles) sont dues des consignes dexploitation mal respectes ou des pollutions particulires. Elles sajoutent toujours la contamination normale. Elles ne concernent quun nombre limit de tranches du parc.

Quatre vingt dix pour cent des doses reues proviennent des produits dactivation. La chimieprimaire et la radiochimie visent rduire leur production ou viter leur dpt sur les circuits.

2.6.1 La contamination normale des circuitsLa contamination des circuits est inluctable, elle provient essentiellement de la corro-sion des matriaux du circuit primaire.

- PRVENTION TRANCHE EN FONCTIONNEMENTLa limitation de la contamination des circuits repose essentiellement sur loptimisation de lachimie primaire en exploitation et sur lefficacit de la purification :

lacidit due lacide borique inject pour contrler la raction nuclaire est compense par lajout de lithine jusqu obtenir un pH basique,

leau est pralablement dgaze et conditionne par un ajout dhydrogne, les filtres retiennent les particules (insolubles) et les rsines les espces ioniques (solubles).

- PRVENTION TRANCHE LARRT Lors du passage en arrt froid de la tranche pour intervention, les conditions physico-chimiques du fluide primaire voluent fortement, en particulier lors de loxygnation(injection doxygne ou deau oxygne). Linjection doxygne ou deau oxygne rend lefluide primaire oxydant, ce qui favorise la mise en solution des oxydes mtalliques. Il estimportant de respecter la procdure de mise en arrt froid qui vise limiter le pic dactivit d la dissolution de produits dactivation dposs sous flux. Cette procdurevite aussi la re-dposition de ces produits sur les circuits hors flux en les pigeant sur lesfiltres et les rsines.Loxygnation ninduit pas de surcontamination des circuits lorsquelle est effectue correctement. A contrario, si loxygnation nest pas effective (teneur en O2 dans le fluideprimaire aprs oxygnation infrieure 1 mg/kg) ou si elle est effectue trop tardivement(plus de 72 h aprs la convergence du racteur), des phnomnes de surcontaminationssvres, conduisant une augmentation des doses darrt de plus de 20%, peuvent treobservs.

42

Prvention Remde

Points chauds - rcuprer les poussires de - dcontaminations chimiques et mcaniques ;rodage des portes stellites - rincer les portions de tuyauterie laide de lors des chantiers ; groupes de filtration autonomes.- filtrer les particules actives au plus prs de leur origine pour viter leur dissmination ;- remplacer les matriels avec cobaltpar des matriels sans cobalt.

Argent 110m - remplacer les grappes de - mettre en uvre des conditions chimiques du fluide110mAg commande standards par des primaire particulires pendant la mise larrt (teneur

grappes chromes ou nitrures, en lithium notamment), favorables la rtention deplus rsistantes au risque de largent sur les filtres et rsines ;percement par usure. - utiliser des filtres et rsines spcifiques pour la

rtention de collodes ;- dcontaminer par voie chimique les circuits.

Antimoine - remplacer les pompes rotor - mettre en uvre des conditions chimiques du fluide122 ou 124 imprgnes dantimoine par des primaire particulires pendant la mise larrt (teneur122Sb pompes dont le rotor nen contient en lithium notamment), favorables la rtention de124Sb pas ; lantimoine sur les filtres et rsines.

- supprimer, lorsque cela est possible,les grappes sources secondairescontenant de lantimoine.

Produits d'activation les plus pnalisants

43

2.6.2 Surcontaminations des circuits

Les surcontaminations sont dues des consignes dexploitation mal respectes ou despollutions particulires. Ces phnomnes sont souvent vitables. Il ne faut pas les consi-drer comme une fatalit.

Au spectre type des dpts dosants, il peut se rajouter des pollutions particulires.

Celles-ci peuvent provenir de la dgradation de matriels (matriels en alliages base decobalt notamment les stellites ,...), de la propret insuffisante des chantiers (absence denettoyage aprs rodage in-situ de portes stellites de robinetteries par exemple) et/ou du dysfonctionnement du systme dpuration (clatement de filtre, ).

Le retour dexprience montre que les trois pollutions les plus pnalisantes vis--vis desdoses sont :

les points chauds, provenant de la dgradation de matriels stellits (vannes,pompes, ) qui, activs sous flux neutronique, se transforment en cobalt 60. Pourles tranches affectes par les points chauds le surplus de dose est de lordre de 10 30% (surcontamination des circuits deffluents et du circuit de refroidissementdu racteur larrt, .),

largent, provenant le plus souvent du percement des grappes de contrles dontle matriau neutrophage est constitu dargent, indium et cadmium (AIC) ou dejoints revtus dargent. Pour les tranches affectes par largent 110m le surplus dedose est de lordre de 10 15% (surcontamination des parties froides des circuitsauxiliaires, changeurs de temprature en particulier. Pour ces circuits largent110m peut contribuer plus de 90% des dbits de dose),

lantimoine pour lequel les plus grandes pollutions sont dues des dgradationsde certaines pompes rotor immerg en graphite et antimoine. Pour les tranches affectes par lantimoine, le surplus de dose est de lordre de 5% (surcontamination de lensemble du circuit primaire principal).


2

44

Rponse :1a 2a 3c 4b 5c 6a 7b 8b 9a 10c

1 La fission dun noyau dUranium 235 secaractrise par la cassure du noyau endeux nouveaux noyaux et :a ljection de 2 3 neutronsb ljection de 2 3 particules c ljection de 2 3 particules

2 Dans un CNPE, en fonctionnement normal,le risque radiologique trouve son originedans :a la fission nuclaire et lactivation

des matriaux constitutifs du circuit primaire

b la corrosion des matriaux constitutifsdu circuit secondaire

c la fusion du combustible3 Le risque dirradiation, en zone contrle

est essentiellement d :a aux particules radioactives en

suspension dans lairb aux produits de corrosion du circuit

secondairec aux produits de corrosion activs

prsents dans les circuits

4 Lactivation des matriaux du circuit primaire est due :a au rayonnement gamma dans le

racteurb au rayonnement neutronique dans le

racteurc la forte temprature du circuit

primaire

5 Les metteurs de rayonnements alphasont :

a les produits de fissionb les produits dactivationc les actinides ou noyaux lourds

6 Lexposition externe ne dpend pas :a du port ou non de la tenue

tanche ventileb de la distance de la source au poste

de travailc du temps pass au poste de travail

7 Le rayonnement gamma est surtout attnu par :

a les tenues tanchesb les matriaux lourds tels que le plombc les matriaux hydrogns

8 La protection individuelle contre lexposition interne est assure :

a par la ventilation des locauxb par le port dun masque respiratoire

ou dune tenue tanche ventilec par le confinement des chantiers

9 Le strict respect des spcifications chimiques et radio-chimiques permet de :

a rduire la production et le dpt surles circuits de mtaux activs, sourcede 90% des doses absorbes

b viter la prsence de stellites sur lessiges de robinet

c empcher la formation de bulle dazote dans le circuit primaire

10 Des consignes dexploitation mal respectes conduisent des pollutionsdont les plus pnalisantes vis--vis des doses sont :

a le plomb, les matriaux hydrogns,les matriaux neutrophages

b lacide borique, la lithine, lhydrognec largent 110m, lantimoine, les points

chauds provenant de la dgradationdes matriaux stellits

QUiz2

3 RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLEAIRE

... 3.1 Risque dexposition externe

... 3.2 Risque de contamination

... 3.3 Risque iode

... 3.4 Risque alpha

... 3.5 Accs dans le btiment racteur, tranche en puissance

Chapitre

3

3

46

Localisation des points de mesurepermettant le calcul de lindice de tranche

GV

PO

RPE

by pass temperature

BC BF

CUVE CUVE

1

2

3

1 - mesure branche chaude2 - mesure branche en U3 - mesure branche froide

BC - branche chaudeBF - branche froideGV - gnrateur de vapeurPO - pompeRPE - circuit de purges (P)

et vents (E) du racteur (R)

347

3.1 RISQUE DEXPOSITION EXTERNE

Une exposition externe est une exposition rsultant de sources situes en dehors de lorganisme. Les principales sources prsentes dans une tranche et leur origine sontdcrites au Chapitre 3. La prvention contre le risque repose sur la prparation des interventions, la signalisation en local et les moyens de dtection fournis lintervenant.De manire globale, pour une tranche donne, lindicateur de limportance du risque estlindice de tranche : il sagit de la moyenne des dbits dquivalent de dose mesurs endes points fixes sur le circuit primaire. Plus lindice de tranche est lev, plus les dbitsde dose seront importants. Cet indicateur ne donne cependant quune image des dptssur le circuit primaire. Il nest pas reprsentatif dventuels points chauds prsents surdautres circuits.

3.1.1 Signalisation et valuation du risque dexposition externe

Classement des locaux : en fonction de la mesure de dbit de dose ambiantdans le local et du risque de son volution, chaque local ou zone de travail est clas-s en zone surveille ou en zone contrle (voir paragraphe 8.5.1). Ce classementest affich lentre du local. Il est galement saisi dans une application informa-tique disponible pour la prparation du travail.

Signalisation des points chauds : les parties des matriels prsentant desdbits de dose particulirement levs, les points chauds, sont signales par lespancartes spcifiques marques dun trisecteur orange ou rouge. La zone cor-respondante est balise.

Cartographie : une cartographie plus dtaille dun matriel ou dun local estparfois tablie en fonction du besoin pour la prparation des activits.

3.1.2 Moyens de dtection

Pour entrer en zone contrle, chaque intervenant est dot dun dosimtre lectroniquegamma quip dune alarme lumineuse sur le dbit dquivalent de dose et donnant entemps rel la dose cumule depuis lentre en zone contrle.

Chaque charg de travaux effectue pour son quipe les mesures complmentaires avecun radiamtre, permettant de sassurer de la conformit des dbits dquivalent de doseaux postes de travail et donc de la prvision dosimtrique.

3 - RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLAIRE

48

Signalisation des points chauds

Md

iath

que

EDF

- J.

Gol

dste

in

349

3.1.3 Actions de prvention

Une rduction efficace des doses passe dabord par la rduction des sources. Lesactions principales relvent de la bonne application des consignes de conduite et durespect des spcifications chimiques. Au niveau du chantier, un rangement adquat des matriels et dchets irradiants contribue la baisse du dbit de dose ambiant.

Pour une source donne, les moyens utilisables pour limiter une exposition sont :

le temps : la limitation du temps dintervention est obtenue :- par la prparation de trajets daccs aux lieux de travail prsentant le plus

faible dbit dquivalent de dose,

- par lentranement sur maquette,

- en ralisant le maximum de tches dans une zone faible dbit dquivalent de dose,

- par lutilisation doutillages robotiss.

lcran : il doit tre adapt aux rayonnements prsents :- pour rduire le rayonnement gamma, des matriaux denses (plomb, bton)

doivent tre choisis. Leau, transparente et facile demploi, reprsente nanmoins un excellent cran. Planifier des travaux quand les circuits sontencore en eau permet de diminuer le dbit de dose denviron 30%,

- pour les particules bta, quelques millimtres de plastique peuvent suffire pourarrter compltement ces particules,

- pour les particules alpha, le risque dexposition externe nest pas prendre encompte, en raison de leur faible parcours dans lair.

la distance : pour les rayonnements gamma, la loi de linverse du carr de la distance ou loi en 1/d 2 sapplique aux sources ponctuelles. Lutilisation doutillage command distance permet une diminution de lexposition. Dans lescentrales nuclaires, la multiplicit des sources complique lapproche. La signalisa-tion des points chauds permet dans une ambiance radiologique complexe de situerles principales sources et de sen loigner.


50

Niveau 0 1 2 3

Critres de classement des interventions

Ouverture des Pas douverture de Diamtre de Diamtre de Intervention nouvelle,circuits contamins circuits contamins louverture < DN20 1 louverture > DN20 1 Retour dexprience

inexistant

Contamination < 400 Bq/cm2 < 400 Bq/cm2 > 400 Bq/cm2 Local contamin parsurfacique de la une fuite primairezone de chantier + risque alpha

+ risque iode

Nature des risques lis lintervention

Dispersion de la Sortie des matriels Sortie des matriels Sortie des matriels Sortie des matrielscontamination contamins par contamins par contamins par contamins par

frottement ; salissure frottement ; salissure frottement ; salissure frottement ; salissuredes semelles des des semelles des des semelles des des semelles deschaussures chaussures chaussures chaussures

+ contamination + contaminationaroporte aroporte

Contamination Contamination Contamination Contamination Contaminationcorporelle externe corporelle des corporelle des corporelle des corporelle des

personnes par personnes par personnes par personnes parfrottement avec frottement avec le frottement avec le frottement avec le

le local local ou les matriels local ou les matriels local ou les matriels

Exposition Ngligeable Faible Ncessite la mise en Ncessite la mise eninterne place dun place dun

confinement et/ou confinement et/oule port dune le port duneprotection respiratoire protection respiratoire

Organisation de la prvention

Niveau de Respect de laffichage Parades valides par Parades valides Plan daction etvalidation DI 104 2 du local le charg de travaux par le service parades valides

Prvention des par instanceRisques dcisionnelle RP

1 - DN 20 : diamtre nominal de 20 mm2 - DI 104 : directive zonage propret-dchets

Exemple de classement des interventions selon les risques de contamination.Dmarche optimisation de la radioprotection

351

3.2 RISQUE DE CONTAMINATION

La contamination se trouve le plus souvent sous forme de dpt sur les surfaces internes et paroisexternes des matriels, objets de lintervention. Les sols et les parois des locaux peuvent galementavoir t souills. Le risque le plus immdiat est la mise en suspension de la contamination et linhalation de particules radioactives par les intervenants ou les personnes prsentes proximit duchantier. Par contact avec les surfaces contamines, des particules peuvent tre transfres soit direc-tement sur la peau des intervenants, soit sur leurs vtements ou leurs outils. Le risque de dispersionlors du dplacement des personnes et du transport des outils est alors prendre en compte.La prsence de contamination non fixe dans un local dans lequel on doit intervenir ncessite deprendre des prcautions pour viter :

la dispersion de la contamination dans les locaux voisins, la contamination corporelle externe, lexposition interne.

3.2.1 Prvention contre la contaminationLa premire rgle respecter est le confinement la source en maintenant les locaux et les zonesde travail propres.La deuxime rgle est de respecter linterdiction de fumer, boire et manger en zone contrle.De plus :

si lon doit intervenir dans un local contamin, des moyens de protection individuelle adaptsau niveau de contamination doivent tre ports : surbottes et gants impermables, surtenue nontisse ou tanche, protection respiratoire,

la frontire de la zone contamine doit tre identifie et matrialise (saut de zone). Des mesures sont prises pour viter la dispersion de particules hors de cette frontire (retrait des protections individuelles au passage du saut de zone, emballage ou dcontamination des matriels, contrle de non contamination des personnes et des matriels),

pour intervenir sur du matriel contamin et en particulier lors de louverture dun circuit contamin, des moyens de confinement dynamique ou statique sont mis en uvre pour viterla contamination volumique des lieux dintervention,

pour limiter la mise en suspension, les surfaces contamines peuvent tre maintenues humides.

3.2.2 Moyens de dtectionLorsque le risque est identifi, la contamination surfacique des zones de travail est contrle pardpistage lors de louverture du chantier et priodiquement au cours de lintervention.En cas de risque dvolution de la contamination volumique, une balise bta est mise en place surle chantier.Au niveau du saut de zone ou proximit, un moyen de contrle de la contamination des personnes et des matriels transports est mis en place.


52

Alarmes lumineuses

Rglages des seuils

Test

Systme de prlvement et de dtection

Exemple dune balise iode

Affichage des consignes dvacuation

MG

PI

Md

iath

que

EDF

- J.

Gol

dste

in

353


3.3 RISQUE IODE

Liode est cr par la fission lintrieur des crayons combustible. Il doit passer deux barrires, la gaine du combustible et le circuit primaire, pour tre prsent sous forme de gazou arosol dans latmosphre de la zone contrle.

Le risque iode est prsent : en cas de rupture de gaine (une rupture de faible taille peut induire un relchement

diode) avec le circuit primaire ouvert ou en prsence dune fuite, lors dun accident de manutention du combustible us sous eau (mais dans ce cas,

le risque iode nest pas le seul risque prsent).

Les principales phases risque de relchement diode sont : louverture du circuit primaire (vent cuve, pressuriseur ou couvercle de cuve), le schage des gnrateurs de vapeur (GV) : liode a la proprit de se fixer sur les

parois des tubes de GV et dtre relch lors du schage des tubes.


Il existe trois moyens de dtection de liode dans latmosphre du btiment racteur : les balises fixes du systme de surveillance en continu de la radioprotection des tra-

vailleurs (systme KRT). Elles ne sont efficaces que si la ventilation est en fonctionnement.En effet, la prise dchantillon est unique, il faut donc que latmosphre soit homogne,

les balises mobiles placer au plus prs des chantiers selon lanalyse de risque, les prlvements sur filtre charbon actif, puis le comptage de la radioactivit

pige dans le filtre.

3.3.2 Actions de prvention

le suivi dactivit du fluide primaire en fonctionnement et au dbut de larrt permet dedtecter les ruptures de gaine du combustible,

le moyen de prvention le plus sr est la ventilation du btiment racteur car tant quele renouvellement de lair est assur, latmosphre est homogne (pas ou peu de varia-tion de concentration diode selon le lieu) et le niveau dactivit est maintenu unniveau assez bas pour permettre de sjourner dans le BR,

les piges iode, constitus de charbon actif, sont utiliss sur les appareils dprimognes de chantier ou relis au faux couvercle, si le niveau dactivit du circuitprimaire a t suprieur 50 MBq/t pendant le cycle,

en cas de perte de la ventilation lors des phases risque ou en cas de dclenchementdune alarme, lvacuation du btiment est initie par les oprateurs depuis la salle de commande.

54

Tranche risque alpha potentiel si : activit alpha du circuit primaire > 1Bq/lou accroissement de lactivit en Iode 134 de 2000 MBq/t

Tranche risque alpha confirm si : contamination surfacique de la paroi interne ducircuit > 8 Bq/cm2 (mesure louverture du circuit primaire)

Chantier risque alpha confirm si : contamination surfacique de la paroi interne ducircuit > 8 Bq/cm2 (mesure sur chantier)

Moyens de dtection

DIRECT

INDIRECT MESURES EN DIFFR

Critres pour le classement risque alpha

Balise arosol et

Frottis et son comptage

Sonde

Mesures chimiques

Spectromtrie

Md

iath

que

EDF

- M

.Mor

ceau

Md

iath

que

EDF

- J.

Gol

dste

in

MG

PI

Md

iath

que

EDF

- J.

Gol

dste

in

355

3.4 RISQUE ALPHA

Les particules alpha sont trs peu pntrantes et ne parcourent pas plus de 5 10 centimtres danslair. Elles sont arrtes par la peau ou par nimporte quel cran de faible paisseur.En revanche, elles sont fortement nergtiques et donc plus pnalisantes que le rayonnementgamma () vis--vis de lexposition interne.

Tranche risque alpha :Des metteurs alpha sont prsents dans le combustible irradi. En labsence de rupture de gainesrieuse, les metteurs alpha ne se trouvent qu ltat de traces dans le fluide primaire. Il ny apas de risque pour les intervenants.Les ventuelles ruptures de gaines sont dtectes au cours de la campagne par les mesures radiochimiques.Lors de larrt de tranche, le risque alpha est confirm en mesurant lactivit dun frottis ralis surune paroi interne du circuit primaire son ouverture.

Chantier risque alpha :Un chantier est risque alpha si la tranche est risque alpha et si lactivit ncessite louverturedu circuit primaire ou de lun de ses auxiliaires. Pour confirmer le risque, un frottis est ralis surla paroi interne du circuit concern ds son ouverture.

3.4.1 Moyens de dtectionLa dtection des particules alpha est dlicate du fait de leur faible parcours dans la matire.Toutefois, la contamination alpha est, en pratique, toujours associe de la contamination btaet/ou gamma. Aussi, la surveillance de lvolution de la contamination atmosphrique et/ou surfacique peut se faire grce une balise bta. La prsence dmetteurs bta alertera donc duneventuelle contamination atmosphrique alpha.

3.4.2 Modalits de prvention spcifiques au risque alphaIl sagit dviter lexposition interne par lutilisation des protections collectives (confinement dynamique par appareils dprimognes ou confinement statique par des sas mis en dpression)et/ou par des protections individuelles (port de tenues tanches ventiles ou de heaumes). Lesmodalits dutilisation sont les mmes que pour se prmunir de la contamination bta ou gamma.Pour les travaux abrasifs (meulage), les protections individuelles doivent tre portes mme si lacontamination surfacique alpha est < 8 Bq/cm 2.Les dchets en provenance de chantiers risque alpha doivent tre grs spcifiquement en vitant lemlange avec les dchets non contamins alpha. Les outillages sont dcontamins pour viter detransfrer la contamination vers une autre tranche.


56

Equipements pour accs BR en fonctionnement

Pour chaque intervenant :

Equipements prescrits : dosimtre passif gamma (ex : film) individuel ; dosimtre lectronique gamma individuel ; Appareil Respiratoire Isolant (ARI).

Equipements complmentaires ventuels : dosimtre lectronique neutron individuel ; lampe lectrique.

Pour lquipe dintervention :

Equipements prescrits : radiamtre gamma ; radiamtre neutron (Dineutron) ; oxygnemtre.

Equipements complmentaires ventuels : liaison phonique.

Md

iath

que

EDF

- J.

Gol

dste

in

357

3.5 ACCS DANS LE BATIMENT RACTEUR, TRANCHE EN PUISSANCE

Quand la tranche est en puissance, les risques existants dans le btiment racteur sont diffrents de ceux prendre en compte larrt. En matire de scurit classique, les risquesspcifiques sont ceux lis la prsence de circuits sous pression et de capacits contenantde lazote. Les risques radiologiques spcifiques sont dus aux neutrons et lazote 16 :

Les neutrons : une partie infime des neutrons produits lors de la fission du combustible traverse la cuve et induit un risque radiologique dans le btiment racteur, principalement dans les zones proches de la cuve. Des cartographies,ralises lors du dmarrage des tranches, sont disponibles. Ce risque disparat dslarrt du racteur.

Le rayonnement gamma provenant de lactivation de loxygne prsent dans le fluide primaire : cette activation produit de lazote 16 mettant des rayons gammatrs nergtiques de 6,12 MeV. Les dbits de dose induits sont de lordre de plusieurs dizaines de mSv/h proximit des boucles, ce qui conduit classer en zone rouge les locaux des tuyauteries primaires. Lazote 16 ayant une prioderadioactive trs courte de 7,3 secondes, le risque disparat presque instantanmentaprs la convergence du racteur.


Pour les rayonnements gamma, les dosimtres actif et passif habituellement utiliss permettent dvaluer le risque radiologique et les quivalents de dose.

Pour les neutrons, des dosimtres spcifiques lectroniques et individuels sont encours de qualification. Dans cette attente, lquivalent de dose est valu pour lquipe par le radiamtre neutron en position intgrateur.

Le risque radiologique dexposition externe dans le btiment racteur est fonction principalement de la puissance du racteur. Des cartographies ralises diffrents niveauxde puissance renseignent sur le niveau du dbit de dose ambiant en gamma et en neutron.

Toute entre dans le btiment racteur (BR) fait au pralable lobjet de mesure dactivit volumique.

La teneur en oxygne est mesure afin de sassurer quelle se situe largement au-dessus du seuil ncessitant lvacuation. Loxygnemtre gnre une alarme pour une teneur en oxygne infrieure 18%.


58

Sas daccs du btiment racteur (centrale de Belleville sur Loire)

Md

iath

que

EDF

- J.

Gol

dste

in

359

3.5.2 Actions de prvention lies une intervention

Laccs en fonctionnement est restreint (procdure dautorisation spciale) et le nombredintervenants limit une sasse (nombre de personnes pouvant utiliser le sas enune fois).

Les interventions dans le btiment racteur doivent rester exceptionnelles et justifies.Elles sont motives par un impratif de sret ou par une mission technique parfaitementdfinie.

Prparation de lintervention

Il est recommand que toute intervention fasse lobjet dune analyse des risques sappuyant sur le guide danalyse des risques rencontrs lors des accs dans le btiment racteur (note rfrence : D4008-22.03 / RPZ-JAN/99-617).

prvoir deux gardiens de sas forms aux manoeuvres de sas,

choisir le sas daccs le plus proche de lintervention,

les interventions en dehors de la zone annulaire (de faible dbit de dose) font lobjetdune valuation prvisionnelle de la dose en particulier de la composante neutron,

tudier le parcours afin de limiter les expositions,

rpter si ncessaire les gestes accomplir afin dapprcier si le port de lAppareilRespiratoire Isolant (ARI) ou dautres quipements peut tre gnant,

prvoir si ncessaire des moyens de communication, de photos ou vidos afin delimiter le temps dexposition.

Pralables lintervention

la puissance du racteur est stabilise pendant toute la dure de lintervention,

les essais priodiques ou autres manuvres dexploitation susceptibles davoir uneinfluence sur la charge sont reports,

lintervention est ralise par une seule quipe dont les intervenants restentregroups gographiquement,

un essai global de manoeuvrabilit des sas est fait et les sas sont positionns cor-rectement, les liaisons phoniques et les alarmes sont testes.

Ralisation de lintervention

un contrle de latmosphre du btiment racteur est ralis pour dfinir les condi-tions dintervention,

lintervention est suivie par un technicien radioprotection.


60

Rponse :1a 2c 3a 4b 5a 6c 7b 8a 9a 10b

1 Lindice de tranche :a donne une image du dbit de dose d

aux dpts sur le circuit primaireb est labor partir des doses intgres

lors de larrt prcdentc dpend du nombre dheures

travailles prs du circuit primaire

2 Pour limiter lexposition une source donne de rayonnements ionisants, onpeut jouer sur :a la distance, la signalisation,

le classement des locauxb les crans, la ventilation, la distancec le temps, la distance, les crans

3 Quel est le moyen de protection individuelleutilis pour se protger contre le risque dexposition interne par les particules radioactives en suspension dans lair ?a la tenue tanche ventileb linstallation dcransc lemballage des matriels souills

4 Pour se prmunir contre le risque de conta-mination corporelle externe, la premirergle lors dune intervention est de :a diminuer le temps de prsence dans le

localb maintenir les locaux et les zones

de travail propresc ventiler les locaux

5 Le risque iode est susceptible dtre prsent dans le btiment racteur :

a lors de louverture du circuit primaire encas de rupture de gaine des crayonscombustible

b suite lactivation de liode non radioactif par le flux neutronique

c lors dun accident de manutention ducombustible neuf

6 Pour une tranche, quelle est la phase quine prsente pas de risque de relchement diode ?

a le schage des gnrateurs de vapeurb louverture du circuit primairec louverture du circuit secondaire

7 Quel est le risque principal associ laprsence de particules alpha ?

a lexposition externeb lexposition internec la contamination corporelle externe

8 Quelles sont les modalits de prventionrecommandes en cas de risque alpha :

a le confinement statique ou dynamiquede chantier

b la mise en place dcransc la rduction du temps dintervention

9 Pour une intervention dans un btimentracteur tranche en puissance, les risquesradiologiques spcifiques sont dus :

a aux rayonnements neutroniques issusdu

memento se la radioprotection en exploitation

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