EDF - Mémento de radioprotection

MMENTO DE LA RADIOPROTECTION EN EXPLOITATION

dition 2004

Pour produire une nergie sre, propre, pas chre et arrivant lheure, EDF sest fix lobjectif de mettre la radioprotection au mme niveau dexigence que la sret nuclaire, cest--dire den faire un domaine prioritaire et en progrs permanent. La monte des exigences de lopinion publique, relayes par la Direction Gnrale de la Sret Nuclaire et de la Radioprotection, lengagement du Groupe EDF dans le dveloppement durable et sa responsabilit dexploitant nuclaire, nous obligent une rigueur et une exemplarit toujours accrues. Fournir une nergie sre et propre est donc un devoir, tant vis--vis de nos clients et de nos concitoyens que vis--vis du personnel dEDF et des entreprises prestataires qui chaque jour interviennent sur nos installations. Ds le dbut de la mise en exploitation du parc nuclaire franais, la radioprotection a t au cur de nos proccupations. Au dbut des annes 90, la dmarche ALARA a t mise en uvre de faon sensibiliser tous les intervenants aux efforts raliser pour baisser les doses individuelles. Dexcellents rsultats ont t obtenus : la dose moyenne individuelle a t divise par deux en 10 ans. Avec une exprience de plus de 1 200 annes-racteur et un ensemble de rgles et de procdures rigoureuses, le socle est solide. Mais des possibilits de progrs sont encore devant nous. Elles reposent sur limplication des intervenants (personnel EDF et prestataires), une qualit de ralisation et un contrle sans faille, des analyses de risques rigoureuses et systmatiques. Les comptences dans le domaine de la radioprotection ont t renforces, les exigences clarifies par la mise disposition dun rfrentiel, le contrle dvelopp avec la mise en place des portiques C3 en sortie de site sur tous les CNPE. Pour continuer amliorer ces rsultats, nous savons o agir : rduction la source des dbits de dose, amlioration des pratiques dvaluation, optimisation et rduction des doses prvisionnelles Tout cela ncessite surtout que la culture radioprotection soit diffuse et partage. Cest lobjet de ce mmento ralis lintention des professionnels travaillant sur les CNPE. Il recense pour eux lensemble des informations dans le domaine de la radioprotection. Il vous aidera dans latteinte des objectifs de rduction de dose pour lesquels je vous remercie de votre implication.

Laurent Stricker Ancien Directeur de la Division Production Nuclaire Conseiller du Prsident dEDF

LES CHAPITRES & ANNEXESCHAPITRE 1: NOTIONS DE BASE1.1 Structure de la matire ............................................................................................................ 9 1.2 Radioactivit.......................................................................................................................... 11 1.3 Interactions rayonnements / matire ...................................................................................... 11 1.4 Types de rayonnements ionisants ........................................................................................... 13 1.5 Grandeurs et units ............................................................................................................... 15 1.6 Modes dexposition ............................................................................................................... 19 1.7 Grands principes de radioprotection....................................................................................... 19 1.8 Moyens de protection contre les expositions externe et interne .............................................. 21

CHAPITRE 2 : ORIGINE DES RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLAIRE2.1 Dfinition du terme source..................................................................................................... 25 2.2 Produits de fission (PF) .......................................................................................................... 27 2.2.1 Cration des produits de fission............................................................................... 27 2.2.2 Produits de fission dans le combustible.................................................................... 27 2.2.3 Expositions externe et interne dues aux produits de fission ...................................... 27 2.3 Produits dactivation (PA)....................................................................................................... 29 2.3.1 Gnralits.............................................................................................................. 29 2.3.2 Produits d'activation issus des structures du racteur............................................... 29 2.3.3 Produits d'activation issus des produits de corrosion................................................ 31 2.3.4 Produits d'activation issus du fluide primaire ou de l'air........................................... 33 2.3.5 Comportement global des produits dactivation ....................................................... 33 2.4 Actinides ............................................................................................................................... 35 2.4.1 Origine et risques associs la contamination alpha ............................................... 35 2.4.2 Comportement dans le circuit primaire .................................................................... 35 2.5 Protections la conception.................................................................................................... 37 2.5.1 Utilisation dcrans.................................................................................................. 37 2.5.2 Protection contre l'exposition externe ...................................................................... 39 2.5.3 Protection contre lexposition interne....................................................................... 41 2.6 Limitation du terme source : la radiochimie............................................................................. 43 2.6.1 Contamination normale des circuits......................................................................... 43 2.6.2 Surcontamination des circuits .................................................................................. 45

CHAPITRE 3 : RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLAIRE3.1 Risque dexposition externe ................................................................................................... 49 3.1.1 Signalisation et valuation du risque dexposition externe........................................ 49 3.1.2 Moyens de dtection............................................................................................... 49 3.1.3 Actions de prvention.............................................................................................. 51 3.2 Risque de contamination ....................................................................................................... 53 3.2.1 Moyens de dtection............................................................................................... 53 3.2.2 Prvention de la contamination ............................................................................... 53 3.3 Risque iode .......................................................................................................................... 55 3.3.1 Moyens de dtection............................................................................................... 55 3.3.2 Actions de prvention.............................................................................................. 55 3.4 Risque alpha ......................................................................................................................... 57 3.4.1 Moyens de dtection............................................................................................... 57 3.4.2 Modalits de prvention spcifiques au risque alpha................................................ 57 3.5 Accs dans le btiment racteur, tranche en puissance........................................................... 59 3.5.1 Moyens de dtection............................................................................................... 59 3.5.2 Actions de prvention lies une intervention ......................................................... 61

CHAPITRE 4 : SUIVI MDICAL ET DOSIMTRIQUE DES TRAVAILLEURS EXPOSS4.1 Surveillance mdicale spciale (SMS)...................................................................................... 65 4.1.1 Exigences rglementaires......................................................................................... 65 4.1.2 Aspects mdicaux.................................................................................................... 67 4.1.3 Restitutions dosimtriques....................................................................................... 69 4.2 Surveillance de l'exposition individuelle.................................................................................. 71 4.2.1 Notions de base ...................................................................................................... 71 4.2.2 Surveillance de lexposition externe ......................................................................... 73 4.2.3 Surveillance de lexposition interne ......................................................................... 77 4.2.4 Surveillance de la contamination externe ................................................................. 87 4.3 Surveillance de l'exposition du personnel fminin................................................................... 89 4.4 Expositions exceptionnelles.................................................................................................... 91

LES CHAPITRES & ANNEXESCHAPITRE 5 : MOYENS DE MESURE EN RADIOPROTECTION5.1 Principes de dtection des rayonnements ionisants ................................................................ 95 5.1.1 Dtecteurs ionisation de gaz................................................................................. 95 5.1.2 Dtecteurs scintillation ......................................................................................... 97 5.1.3 Dtecteurs semi-conducteurs ................................................................................ 97 5.2 Surveillance continue de linstallation .................................................................................... 99 5.3 Surveillance de lambiance des zones de travail ................................................................... 101 5.3.1 valuation du dbit dquivalent de dose ambiant ................................................. 101 5.3.2 valuation de la contamination de surface............................................................. 105 5.3.3 valuation de la contamination atmosphrique...................................................... 107 5.4 Surveillance de la contamination des personnels sortant de zone contrle .............................. 109 5.4.1 CMP : contrleur mains-pieds ................................................................................ 109 5.4.2 C1: portique de contrle entre la zone contrle et le vestiaire chaud........................... 109 5.4.3 C2 : portique de contrle entre les vestiaires chaud et froid.................................... 111 5.4.4 CPO : contrleur de petits objets............................................................................ 111 5.4.5 C3 : portique de sortie de site................................................................................ 111 5.5 Suivi de la dose individuelle................................................................................................. 113 5.5.1 Dosimtrie passive ................................................................................................ 113 5.5.2 Dosimtrie active................................................................................................... 115 5.5.3 Dosimtrie complmentaire ................................................................................... 117

CHAPITRE 6 : MOYENS DE PROTECTIONS COLLECTIVES ET INDIVIDUELLES6.1 Moyens de protections collectives........................................................................................ 121 6.1.1 Protections biologiques ......................................................................................... 121 6.1.2 Confinement des chantiers .................................................................................... 123 6.2 Moyens de protections individuelles..................................................................................... 125 6.2.1 Tenue de base ...................................................................................................... 125 6.2.2 Surtenue non tisse .............................................................................................. 125 6.2.3 Gants.................................................................................................................... 125 6.2.4 Heaume ventil et tenue tanche ventile (TEV) .................................................... 127

CHAPITRE 7 : MANAGEMENT DE LA RADIOPROTECTION7.1 Structures de dcision et de pilotage de la radioprotection................................................... 135 7.1.1 Ligne managriale................................................................................................. 135 7.1.2 Prsidence et Direction Gnrale............................................................................. 137 7.1.3 Direction de la Division Production Nuclaire (DPN) ................................................. 139 7.1.4 Direction de la Division Ingnierie Nuclaire (DIN) ................................................... 139 7.2 Rfrentiel de radioprotection en exploitation de la Division Production Nuclaire (DPN)...... 141 7.3 Objectifs et ambitions dEDF dans le domaine de la radioprotection..................................... 143 7.3.1 Amener la radioprotection au mme niveau que la sret...................................... 143 7.3.2 Objectif de rduction des doses individuelles ......................................................... 145 7.3.3 Objectif de rduction des doses collectives............................................................. 145 7.3.4 Propret radiologique des installations .................................................................. 147

CHAPITRE 8 : ORGANISATION DE LA RADIOPROTECTION EN EXPLOITATION8.1 Responsabilits radioprotection dans un CNPE..................................................................... 151 8.1.1 Rle du cadre de direction en charge de la radioprotection.................................... 151 8.1.2 Rle de la hirarchie oprationnelle....................................................................... 151 8.1.3 Rle du service Prvention des Risques .............................................................153 8.1.4 Rle des services mtiers ................................................................................. 153 8.1.5 Rle du service de sant au travail......................................................................... 155 8.2 Exigences vis--vis des travailleurs ....................................................................................... 157 8.2.1 Formalits d'accs et de sortie............................................................................... 157 8.2.2 Formations et habilitations .................................................................................... 159 8.3 Prparation des interventions en zone contrle .................................................................. 161 8.3.1 Dfinition dobjectifs de dose (ODD) ...................................................................... 161 8.3.2 Analyse de risques radioprotection......................................................................... 161 8.3.3 valuation dosimtrique prvisionnelle initiale (EDPI)............................................. 163 8.3.4 Classement des activits........................................................................................ 163 8.3.5 Optimisation de la radioprotection de lactivit ...................................................... 165 8.3.6 valuation dosimtrique prvisionnelle optimise (EDPO)....................................... 167 8.3.7 Principe de validation ............................................................................................ 167 8.3.8 Document radioprotection: le Rgime de Travail Radiologique (RTR) ............................. 167 8.3.9 Systme dinformation de la radioprotection .......................................................... 167

LES CHAPITRES & ANNEXES8.4 Ralisation des travaux en zone contrle............................................................................ 169 8.4.1 Avant les travaux................................................................................................... 169 8.4.2 Pendant les travaux............................................................................................... 171 8.4.3 Repli de chantier ................................................................................................... 173 8.5 Matrise des zones et propret radiologique des installations ............................................... 175 8.5.1 Zonage radioprotection ......................................................................................... 175 8.5.2 Zonage propret/dchets : la Directive 104 ............................................................ 179 8.5.3 Surveillance de la contamination hors zone contrle (Directive 82) ............................ 181 8.6 Tirs gammagraphiques......................................................................................................... 183 8.6.1 Gestion des sources .............................................................................................. 183 8.6.2 Mise en uvre des appareils contenant des sources .............................................. 183 8.6.3 Balisage des zones de tir....................................................................................... 185

CHAPITRE 9 : RADIOPROTECTION EN DCONSTRUCTION9.1 Stratgie de dconstruction des racteurs arrts................................................................. 191 9.2 Grandes phases techniques de la dconstruction ................................................................. 193 9.3 Risques lis la radioprotection en phase de dmantlement .............................................. 195 9.3.1 Connaissance de l'tat radiologique de l'installation.............................................. 197 9.3.2 Prparation des chantiers de dmantlement......................................................... 199 9.4 Enseignements des premires oprations de dmantlement................................................ 203 9.5 Ncessit de disposer de filires d'vacuation des dchets produits...................................... 203

CHAPITRE 10 : ASPECTS RADIOPROTECTION DU TRANSPORT DE MATIRES ET OBJETS RADIOACTIFS10.1 Rglements pour le transport de matires radioactives....................................................... 207 10.1.1 Texte de base : lADR ........................................................................................... 207 10.1.2 Matires radioactives classe 7 ............................................................................. 207 10.2 Organisation du transport de matires radioactives............................................................ 209 10.2.1 Emballage et son contenu : le colis ...................................................................... 209 10.2.2 Contrles en radioprotection autour des colis ..................................................... 209 10.2.3 Signaltique : les tiquettes de danger ................................................................. 209 10.2.4 Programme de protection radiologique ............................................................... 211

ANNEXE 1 EFFETS BIOLOGIQUES DES RAYONNEMENTS IONISANTSA1.1 Mcanismes d'actions des rayonnements ionisants............................................................ 215 A1.2 Effets dterministes........................................................................................................... 219 A1.3 Exposition globale ou localise forte dose ...................................................................... 221 A1.4 Effets stochastiques .......................................................................................................... 223 A1.5 Effets gntiques et hrditaires ....................................................................................... 225 A1.6 Effets sur l'embryon et le ftus......................................................................................... 227 A1.7 Effets de liode sur la glande thyrode ............................................................................... 229

ANNEXE 2 PRINCIPAUX TEXTES RGLEMENTAIRESA2.1 Introduction...................................................................................................................... 233 A2.2 Transposition des directives EURATOM .............................................................................. 235 A2.3 Ordonnance n 2001-270 du 28 mars 2001 ..................................................................... 237 A2.4 Dcret Population (Dcret n 2002-460 du 4 avril 2002)............................................. 239 A2.5 Dcret Travailleurs (Dcret n 2003-296 du 31 mars 2003) ......................................... 241 A2.6 Dcret Interventions (Dcret n 2003-295 du 31 mars 2003)......................................... 247

ANNEXE 3 ORGANISMES INTERNATIONAUX ET FRANAIS RELATIFS LA RADIOPROTECTIONA3.1 Organismes Internationaux ............................................................................................... 251 A3.2 Organismes Franais ......................................................................................................... 259

Index............................................................................................................................................. 267 Rfrences bibliographiques........................................................................................................... 271 Remerciements.............................................................................................................................. 272

1

Chapitre

1

... ... ... ... ... ... ... ...

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

Symbole dun lment chimique

A Z

X{

A : nombre de masse Z : numro atomique

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

Reprsentations de latome selon les diffrentes thoriesOrbitales : les lectrons qui ont diffrents moments angulaires (quantits de mouvements) occupent des rgions de lespace comme celles-ci. Lombre reprsente la densit de probabilit dun lectron cette distance du noyau.

Noyau lectrons

Le modle de Rutherford reprsente latome comme un systme solaire miniature : les lectrons gravitent autour du noyau comme les plantes autour du soleil.

lectrons Noyau Orbite Le modle de Bohr quantifie les orbites pour expliquer la stabilit de latome. Le modle de Schrdinger dcrit des rgions de lespace, les orbitales, o la probabilit de trouver les lectrons est la plus leve.

Microsoft

8

1 - NOTIONS DE BASE1 1.1 STRUCTURE DE LA MATIRE

Latome, plus petite quantit de matire ayant une identit chimique, est constitu de particules lmentaires : les protons ( charge lectrique positive) et les neutrons (particules neutres) : ils forment ensemble le noyau de latome. Le numro atomique (Z), correspondant au nombre de protons, est caractristique dun lment chimique. La somme des neutrons et des protons correspond au nombre de masse (A) ou nombre de nuclons, 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 mais ils ont les mmes proprits chimiques et biologiques (ex. : 58Co, 59Co, 60Co). Seules leur proprits physiques diffrent. Les atomes sassemblent pour constituer une molcule. En sassociant et en sorganisant dune faon plus ou moins complexe, les molcules forment des matriaux aussi varis que la roche ou 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 duranyle et de potassium met un rayonnement pntrant capable de noircir une plaque photographique. Il tablit que ce rayonnement est mis par llment uranium. En 1898, Pierre et Marie Curie, lcole de physique et chimie de la ville de Paris, dcouvrent deux nouveaux lments, le polonium puis le radium, dont le rayonnement est particulirement actif . Ils proposent alors le terme de radioactivit . Henri Becquerel et Pierre et Marie Curie reurent conjointement le prix Nobel de physique en 1903 pour leurs dcouvertes.

ACJC

9

Exemples de radionuclides RadionuclidesAzote 16 Iode 131 Cobalt 58 Argent 110m Cobalt 60 Tritium Csium 137 Amricium 241 Plutonium 239 Uranium 235

Symbole16N 131I 58Co 110mAg 60Co 3H 137Cs 241Am 239Pu 235U

Priode7,4 s 8 jours 70,8 jours 249,8 jours 5,3 ans 12,3 ans 30,2 ans 432,7 ans 24 400 ans 7,1.108 ans

Priode radioactiveA Ao

A : activit t : temps T : priode

Ao/2

Ao/4 Ao/8 Ao/16 Ao/32 T 2T 3T 4T 5T t

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1 - NOTIONS DE BASE1 1.2 RADIOACTIVIT

La radioactivit est un phnomne physique correspondant lmission spontane dnergie sous forme dun rayonnement (particulaire ou lectromagntique) par des noyaux instables (dits radioactifs). Quelle soit dorigine naturelle ou artificielle, il sagit du mme phnomne. Le rayonnement mis est dit ionisant sil est capable darracher un lectron (ionisation) des atomes dune structure molculaire. Les radiolments sont caractriss par la nature et lnergie des rayonnements quils mettent ainsi que par leur priode radioactive, cest--dire le temps ncessaire pour que lactivit dune source radioactive diminue de moiti. La priode varie de quelques fractions de secondes plusieurs milliards dannes selon le radionuclide.

Sources radioactives scelles ou non scellesUne source radioactive scelle est une source dont la structure et le conditionnement empchent en utilisation normale toute dispersion de matires radioactives dans le milieu ambiant : source incorpore solidement dans une matire solide inactive ou scelle dans une enveloppe inactive. Une source radioactive non scelle est une source fractionnable dont la prsentation et les conditions normales demploi ne permettent pas de prvenir toute dispersion de substance radioactive : source en gnral conditionne dans des conteneurs facilement ouvrables, souvent ltat liquide ou gazeux.

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 lectromagntiques (photons, et X) et les neutrons.

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Exemples de transformationsNoyau d'hlium

Lamricium 241 est radioactif metteur alpha et se transforme en neptunium 237.

mission alphalectron

Le fer 59 est radioactif metteur bta moins et se transforme en cobalt 59.

mission bta moinslectron mission bta moins Rayonnements gamma

mission gamma

Le cobalt 60 se transforme par dsintgration bta en nickel 60 qui atteint un tat stable en mettant un rayonnement gamma.

Noyau

Le rayonnement gamma

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1 - NOTIONS DE BASE1 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 de masse est lev (suprieur 200) prsentent ce type de radioactivit. Ce rayonnement est peu pntrant. Son parcours nest que de quelques centimtres dans lair et quelques dizaines de microns dans leau et les tissus de lorganisme. Une simple feuille 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 de neutrons ou de protons par rapport lisotope stable. Son parcours est de plusieurs mtres dans lair et quelques millimtres dans leau. Il est plus pntrant que les rayonnements alpha, mais la paroi en verre dun flacon ou une feuille de papier aluminium suffit larrter. Les rayonnements gamma () et X : ils consistent en lmission dnergie sous forme de photons 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 de matriaux 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 pratiquement pas ralentis par lair et pntrent profondment dans lorganisme. Les neutrons sont issus soit de la raction de fission dans un racteur nuclaire, soit de la fission spontane du combustible us ou neuf (plus particulirement le MOX).

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Activit naturelle de quelques denres courantes (Bq/kg) ProduitLait de vache Poisson Viande Pommes de terre Lgumes verts Huile de table Fruits frais Vin Eau minrale

Activit (Bq/kg)50 70 75 100 90 100 150 100 180 40 90 20 30 15

Unit dactivit le becquerel (Bq)

Unit qui mesure lnergie absorbe par la matire le gray (Gy)

LES UNITS

Unit qui value les effets biologiques sur les tissus vivants le sievert (Sv)14

1 - NOTIONS DE BASE1 1.5 GRANDEURS ET UNITS

Lactivit dune source radioactive correspond au nombre de noyaux qui se transforment spontanment par seconde ; elle sexprime en becquerel (1 Bq = 1 dsintgration par 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 lordre 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 pas tre prsente constitue une contamination. Cette notion peut tre rapporte une surface (activit surfacique en Bq/cm2), un volume (activit volumique en Bq/m3) ou une masse (activit massique en Bq/g). Les relations entre les caractristiques de la source, lexposition et les consquences de linteraction des rayonnements avec la matire sont complexes. Elles sont tudies en radioprotection 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 masse de matire. Son unit est le gray (Gy) qui quivaut 1 joule absorbe par kilogramme de matire. Il sagit dune grandeur physique qui permet de caractriser une irradiation et de mesurer son importance. Cest la rfrence essentielle en radiobiologie. La dose quivalente (H) : dose absorbe gale, les effets biologiques varient en fonction de la nature du rayonnement. Afin de tenir compte de ce dernier facteur, on utilise cette grandeur dfinie pour les besoins de la radioprotection. Celle-ci introduit en plus de la quantit dnergie absorbe, un facteur de pondration : caractristique du rayonnement WR, car tous les becquerels nont pas 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.

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Facteurs de pondration tissulaire (WT) OrganesGonades (testicules ou ovaires) Moelle osseuse, clon, poumons, estomac Seins, vessie, foie, sophage, thyrode Peau, surface osseuse Autres tissus

WT0,20 0,12 chacun 0,05 chacun 0,01 chacun 0,05

WT est une image de la radiosensibilit du tissu

Relation dose et dbit dquivalent de dose Une personne qui sjourne dans une ambiance de 1 mSv/h pendant 2 heures aura intgr une dose de 2 mSv.

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1 - NOTIONS DE BASE1 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 est doublement pondre : une premire fois par le facteur WR qui permet de tenir compte de la qualit du rayonnement (, , ) et une deuxime fois par le facteur WT permettant de tenir compte de la radiosensibilit relative du tissu expos. La dose efficace a pour objectif dapprcier le risque total et sexprime 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. Il sexprime en Sievert par heure. Les cartographies des locaux sont 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 o la source restera dans son organisme avant son limination (par dcroissance radioactive et 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 sexprime en Homme . sievert (H.Sv). Son utilisation est limite lusage de loptimisation de la radioprotection. Par exemple, une dose collective de 1 H.Sv est la dose reue par un groupe de cent personnes ayant reu chacune 10 mSv ou bien par un groupe de 1000 personnes ayant reu chacune 1 mSv.17

De la radioactivit la radioprotection 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 ainsi de limiter la dose.

Moyens de protection contre :

LEXPOSITION EXTERNE

{{

PROTECTION COLLECTIVE Blindage des sources crans (bton, acier, eau) PROTECTION INDIVIDUELLE crans Distance Dure dexposition PROTECTION COLLECTIVE Contrle et nettoyage des surfaces Zonage des locaux PROTECTION INDIVIDUELLE Gants Surtenues PROTECTION COLLECTIVE Confinement des sources non scelles dans des enceintes et des circuits tanches PROTECTION INDIVIDUELLE Protections respiratoires Tenue tanche

LA CONTAMINATION EXTERNE

LEXPOSITION INTERNE

{

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1 - NOTIONS DE BASE1 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 sont directement 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 limiter la dose. Elle repose sur trois grands principes : la justification, loptimisation et la limitation des doses. Justification : toute activit humaine susceptible dentraner une exposition de lhomme aux rayonnements ionisants doit tre justifie par les avantages quelle procure. Ses bnfices doivent tre suprieurs ses inconvnients. Optimisation : pour une source donne, lobjectif gnral est de maintenir les valeurs de doses individuelles, le nombre de personnes exposes et la probabilit dexposition potentielle au niveau le plus bas quil est raisonnablement possible datteindre, compte-tenu de ltat des techniques et des facteurs socioconomiques. Cest le principe ALARA (As Low As Reasonably Achievable*). Limitation des doses : lexposition dune personne aux rayonnements ionisants rsultant dune activit nuclaire ne doit pas dpasser les limites rglementaires.* Aussi bas que raisonnablement possible

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Valeurs de la couche de demi-attnuation (CDA) ou paisseur moiti du plomb et de leau pour des photons de diffrentes nergies 100 keVPlomb Eau 0,01 cm 4,2 cm

1 MeV0,9 cm 10,0 cm

Pouvoir de pntration dans la matire des rayonnements ionisantsParticules alpha : noyaux dhlium. Pntration trs faible. Une simple feuille de papier est suffisante pour arrter les noyaux dhlium.

Particules bta moins : lectrons. Pntration faible. Parcourt quelques mtres dans lair. Une feuille daluminium de 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.

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1 - NOTIONS DE BASE1 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 protection optimale. Distance : lexposition une source ponctuelle est inversement proportionnelle au carr de la distance (d). Doubler la distance divise lexposition par 4, tripler la distance divise lexposition par 9 Cette loi est dite loi en 1/d2. cran : il sagit dinterposer un cran dont la nature et lpaisseur (eau, plomb, bton) sont adaptes aux caractristiques des rayonnements mis par la source. * Pour des rayonnements , peu pntrants, des crans trs minces (papier, aluminium, cuivre) 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 des matriaux de numro atomique lev (plomb). Lefficacit des crans est alors mesure par la valeur de lpaisseur de matriau 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 des crans de bore ou de cadmium pour les absorber. Temps : la dose absorbe par lorganisme est directement proportionnelle au temps dexposition. Rduire les temps dexposition ou prvoir des refuges faible ambiance 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.

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QUiz 1

1 Le phnomne radioactivit trouve sonorigine dans : a la structure atomique b la molcule c le noyau

2 Des 3 rayonnements ionisants

suivants, le plus pntrant dans la matire est : a b c

6 Le rayonnement est constitu de : a un noyau dHlium b un lectron c un proton 7 Le parcours des rayonnements dans lairest de lordre de : a quelques diximes de millimtres b quelques centimtres c quelques mtres

3 La dcroissance radioactive dpend : a de lactivit de la source b de lnergie c de la priode (demi-vie) 4 Lactivit dune source radioactive estexprime en : a Bq b millisievert (mSv) c Sv/h radiolment ?

8 La dose absorbe : a dpend de lorgane b nest attribuable qu une exposition 9 Le millisievert (mSv) sapplique : a la dose absorbe b la dose efficace c lactivit dune source radioactive 10 Pour un dbit de dose quivalent dea 12 mn b 20 mn c 30 mn

interne c est une grandeur physique mesurable

5 Quest-ce que la priode radioactive duna la dure pour rendre ractif un lment stable b le temps de sjour dun radiolment dans le corps c le temps ncessaire pour que lactivit ait diminu de moiti

1,2 mSv/h, quelle sera la dure maximale dintervention si lobjectif dosimtrique par intervenant est de 0,6 mSv ?

22

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

2

Chapitre

2

2 ORIGINE DES RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLAIRE ... 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

Composition du combustible Composition du combustible

Uranium naturel La teneur du combustible en 235 U varie de 3,4 4 % en fonction du palier, de la dure des campagnes et du mode de renouvellement du combustible.

99,3 % 238 U 0,7 % - 235 U

Uranium enrichiPalier 96 97 % 238 U 3 4 % - 235 U 1300 MW 900 MW N4 Dure de la Renouvellement du combustible par campagne 18 mois 12 mois 12 mois 1/3 cur 1/4 cur 1/4 cur % 235 U 4 3,7 3,4

Fission nuclaire dans un racteurPF n n n 235 U 239 Pu n (2) PF 238 U (1) 235 U 239 Pu PF 239 Pun

(3)

PFn n

24

2 - ORIGINE DES RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLAIRE

2.1 DFINITION DU TERME SOURCE 2 On dsigne par terme source lensemble des radionuclides prsents dans un racteur du fait des ractions nuclaires. Dans le domaine de la radioprotection, le terme source pris en considration est lensemble des radionuclides contribuant au dbit de dose aux postes de travail. Les radionuclides qui se forment dans le cur du racteur sont dus aux multiples ractions nuclaires provoques par l'intense flux de neutrons qui y rgne. On distingue trois grands types de ractions : 1 - Environ 40 % des neutrons provoquent des ractions de fission sur les noyaux lourds dits 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 gamma instantans de fission) et plusieurs neutrons, 2,5 en moyenne, ce qui permet d'entretenir la raction en chane, enfin elles crent des nuclides radioactifs, les produits de fission. 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 grande quantit 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 plus lourds. Les nuclides radioactifs qui se forment ainsi, isotopes des lments au-del de l'uranium - neptunium, plutonium, amricium, curium, - constituent la chane des actinides. 3 - Les neutrons restants (environ 35 %) disparaissent en tant capturs par d'autres types 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 cration de produits d'activation. Les produits de fission, les actinides et les produits d'activation constituent les trois grands volets du terme source qu'il faut prendre en compte sur le plan de la radioprotection.

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Principaux produits de fission de priode suprieure un jour lmentGaz rares Krypton et Xnons Iode

Isotope85 Kr 133 Xe 133m Xe 131 I

Priode10,7 ans 5,3 jours 2,2 jours 8 jours

CaractristiquesLorsquils schappent de la gaine du combustible, ces lments peuvent se retrouver dissous dans le fluide primaire ou sous forme gazeuse. Liode peut se trouver sous forme de gaz (iode molculaire), sous forme soluble (iodure) ou sous forme d'arosols. Le csium est trs soluble et peut donc se retrouver dans leau mais aussi sous forme d'arosols.

Csium

134 Cs 137 Cs

2,1 ans 30,2 ans

Une tonne de combustible us contient plusieurs dizaines de kilogrammes de produits de fission lors de son retrait du cur.

Observation et contrle dun assemblage neuf

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2.2 PRODUITS DE FISSION (PF) 2 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 appelle produits 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 dsintgrations s'accompagnent souvent d'une mission gamma. 2.2.2 Produits de fission dans le combustible Les produits de fission se retrouvent sous diverses formes chimiques qui conditionnent leur migration hors du combustible. La plupart sont sous forme doxydes solides ou sous forme mtallique et se fixent dans le combustible. Dautres sont gazeux, tels les iodes et les gaz rares (Xe, Kr) et peuvent tre plus facilement disperss dans le fluide primaire en cas de dfauts du gainage du combustible. 2.2.3 Expositions externe et interne dues aux produits de fission Migration des produits de fission hors des crayons combustibles Les produits de fission restent normalement confins lintrieur de la gaine des crayons combustibles. Leur prsence dans le fluide primaire en fonctionnement normal ne peut cependant pas tre totalement vite en raison de la prsence de noyaux fissiles ltat de trace sur la surface des crayons (cf. 2.4 Actinides). Mais lessentiel de la contamination du circuit primaire 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 lments les plus solubles tels que les gaz rares, les isotopes de liode et ceux du csium. Dans le circuit primaire, en fonctionnement normal, en prsence dun dfaut, les gaz rares sortent aisment 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 ou de temprature du circuit. Expositions lors des manutentions de combustible irradi Lors des manutentions du combustible irradi sous eau, la dose est due principalement aux missions gamma des produits de fission. La quantit de produits de fission est dautant plus grande que le taux de combustion des assemblages est lev.27

Principaux radionuclides gnrs dans un racteur REP par l'activation des structures et/ou des produits de corrosion RadionuclideCobalt 60 : 60 Co

Priode T5,3 ans

Produit par l'activation de59Co

ProvenanceActivation du cobalt 59 stable (100 % du cobalt) Le cobalt est le constituant principal des stellites* (60 %), il est prsent titre d'impuret dans les alliages. Activation du nickel 58 stable (68 % du nickel) 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. Activation de l'antimoine 123 stable (43 % de l'antimoine). Grappes sources secondaires en antimoine/bryllium, impurets du gainage en zircaloy, butes et paliers de certaines pompes. Activation de l'argent 109 stable (48 % de l'argent) Grappes de contrle constitues d'AIC (Argent, Indium, Cadmium), joints. Activation du fer 54 stable (6 %) provenant des structures. Activation du fer 58 stable (0,3 %) provenant des structures. Activation du chrome 50 stable provenant des structures. Activation du nickel 62 stable (3,6 % du nickel). Activation du nickel 58 stable (68 % du nickel). Activation du fer 54 stable (6 % du fer). Activation du zirconium 92 stable (17 % du zirconium). Activation du molybdne 92 stable (15 % du molybdne). Activation du niobium 93 stable (100 % du niobium).

Cobalt 58 : 58 Co

70,9 jours

58Ni

Antimoine 124 : 124Sb

60,2 jours

123Sb

Argent 110 mtastable : 110mAg Manganse 54: 54Mn Fer 59 : 59Fe Chrome 51 : 51Cr Nickel 63 : 63Ni Nickel 59 : 59Ni Fer 55 : 55Fe

249,8 jours

109Ag

312,2 jours 45,5 jours 27,7 jours 100 ans 74 000 ans 2,7 ans

54Fe 58Fe 50Cr 62Ni 58Ni 54Fe 92Zr 92Mo 93Nb

Zirconium 93: 93Zr 1,5x106 ans Molybdne 93: 93Mo Niobium 94: 94Nb 3 500 ans 20000 ans

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

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2.3 PRODUITS D'ACTIVATION (PA) 2 2.3.1 Gnralits Lorsquun lment non radioactif (au sein d'un matriau, d'un fluide ou dans l'air) est soumis un flux neutronique (bombardement par des neutrons), cet lment est activ, c'est--dire quun ou plusieurs corps radioactifs (radionuclides) sont crs. Ces radionuclides sont appels produits d'activation . Les produits d'activation prsents dans un racteur eau pressurise (REP) rsultent la fois 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 de la puissance du racteur), de la nature et de la composition des lments exposs au flux neutronique 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 le cur 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 caractristiques des radionuclides ainsi forms. La gestion prventive du risque consiste rduire le terme source, donc limiter dans la 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 teneur trs 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 galement tre rduite en limitant la fois la quantit d'impurets en 59Co dans les matriaux et l'emploi des stellites.

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Origine des produits dactivationVapeur

Barres de contrle

Tubes de gnrateur de vapeur

Pressuriseur

QEau secondaire

R E WCur

Fluide primaire Cuve Systme secondaire eau / vapeur Pompe primaire

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 :+ 1n --> 58 Co + p + 1n --> 60 Co + E Transport des radionuclides dans le fluide primaire R Dpt des radionuclides sur les surfaces hors flux neutronique59 Co 58 Ni

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2.3.3 Produits d'activation issus des produits de corrosion Au contact du fluide primaire, les structures du circuit se recouvrent dune couche doxyde protectrice. Ce phnomne saccompagne du relchement dune partie des diverses espces mtalliques oxydes dans le fluide du circuit primaire que l'on appelle produits de 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 flux neutronique lors du passage dans le cur. Certains de ces produits de corrosion peuvent donc 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 mmes phnomnes 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 sont trs contraignantes pour les matriaux constitutifs de ce circuit. Les produits de corrosion issus des principaux alliages rencontrs dans le circuit primaire dun REP et susceptibles de s'activer sont les suivants : 50Cr, 58Fe, 54Fe, 58Ni, 59Co. Les produits dactivation rsultants sont dtaills dans le tableau de la page 28. GESTION PRVENTIVE DU RISQUE LI CES PRODUITS D'ACTIVATION Comme indiqu prcdemment, la gestion prventive du risque consiste mettre en uvre tous les moyens possibles pour rduire le terme source et donc limiter dans la mesure 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 et d'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 bilan de neutrons) et utilis sous forme dacide borique dont lacidit est compense par la lithine, basique ; le milieu est maintenu dans des conditions rductrices grce linjection dhydrogne. Enfin, la purification du fluide primaire (via l'utilisation des filtres et rsines du circuit RCV) permet de rduire les concentrations de radionuclides en fonctionnement normal et pralablement aux interventions.31

2

Produits d'activation issus du fluide primaire ou de l'air RadionuclideAzote 16 : 16N

Priode T7,1 s

ProvenanceL'azote 16 est produit par raction sur l'oxygne 16 contenu dans le fluide primaire. Il met des rayonnements trs nergtiques. Le tritium est produit par raction sur le bore (principalement 10B) et sur le lithium (principalement 6Li) ajouts au fluide primaire pour contrler respectivement la ractivit (bilan neutronique) et le pH (acidit). La ventilation du puits de cuve fait passer un dbit d'air sous flux 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 primaire (mais aussi par raction sur l'oxygne contenu dans le combustible : en effet, les pastilles combustibles sont constitues d'oxyde d'uranium (UO2) et contiennent de ce fait de l'oxygne). Il est galement produit par raction des neutrons sur l'azote 14. Activation du 23Na, prsent dans l'eau titre d'impuret. Activation du 37Cl, prsent dans l'eau titre d'impuret. Activation du 41K, prsent dans l'eau titre d'impuret. Activation du 64Zn, prsent dans l'eau titre d'impuret.

Tritium : 3H

12,3 ans

Argon 41 : 41Ar

110 minutes

Carbone 14 : 14C

5 730 ans

Sodium 24 : 24Na Chlore 38 : 38Cl Potassium 42: 42K Zinc 65 : 65Zn

15 heures 37 minutes 12,4 heures 244 jours

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2.3.4 Produits d'activation issus du fluide primaire ou de l'air 2 ORIGINE DE CES PRODUITS D'ACTIVATION Certains produits dactivation rsultent de l'activation d'lments prsents dans le fluide primaire (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 stockage appropri 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 radionuclides de priode radioactive longue, comme 63Ni, 59Ni, 93Zr, 93Mo et 94Nb, contribuent au dbit de dose lors du stockage long terme, mais ont un impact mineur lors de l'exploitation du racteur. En revanche, les autres produits d'activation (dure de vie courte ou moyenne) sont trs gnants pour la radioprotection lors des interventions, du fait de leurs fortes missions gamma (). Ils induisent principalement des risques d'exposition externe. Par exemple, l'activation du cobalt 59 prsent sous forme d'impuret dans de nombreux alliages (galement prsent dans les revtements durs comme les stellites) conduit la cration de cobalt 60 qui met deux raies gamma () de haute nergie, contre lesquelles il est indispensable de se protger. Ces radionuclides sont particulirement gnants lors des interventions sur le racteur l'arrt et reprsentent plus de 90 % des doses. Les isotopes les plus pnalisants pour la dose sont le cobalt 60, le cobalt 58 et, dans quelques cas particuliers, largent 110 mtastable et lantimoine 124.

33

Les composants du terme source Composants du terme sourceComment se forment-ils ?

Produits de fission (PF) Cendres de la fission nuclaire, ils apparaissent dans les crayons combustibles durant le fonctionnement du racteur. Liode 131 Les gaz rares : Xnon 133, Krypton 85 Les csium 134 et 137

Produits dactivation (PA)Tout matriau proximit du cur en fonctionnement sactive : les structures fixes mais aussi et surtout les produits de corrosion vhiculs par le fluide primaire Le cobalt 60 Le cobalt 58 Largent 110m Lantimoine 124 , Produits de corrosion vhiculs dans le circuit primaire et les circuits annexes. Azote 16 prsent dans leau du circuit primaire. Argon 41 dans lair de ventilation du circuit primaire. Pic dactivit durant la phase darrt froid. Produits de corrosion dposs dans les circuits. Structures internes du cur.

Actinides ou noyaux lourds (NL)Constituants du combustible nuclaire neuf et voluant durant le fonctionnement, certains se fissionnent en donnant de lnergie Les plutonium 239 et 240 Lamricium 241 Les curium 242 et 244 , , , neutrons Confins dans les gaines des crayons combustible, ils peuvent se dissminer en cas dapparition de ruptures de gaine srieuses.

Quels sont les principaux ?

Quels sont les , rayonnements mis? En fonctionnement Confins dans les gaines des crayons combustibles, ils peuvent en sortir en cas dapparition de dfauts de gainage. Pic dactivit durant le transitoire darrt en prsence de dfauts de gainage. Irradiation importante autour des assemblages combustibles. Liode dissmin peut se dposer sur les surfaces des tuyauteries.

O sont- En arrt ils? de tranche

Normalement absents sauf en prsence de ruptures de gaine srieuses pendant la ou les campagnes prcdentes.

Oprations de Attention lhistorique de la dmantlement tranche et aux intanchits de la premire barrire qui induisent des dpts dans les circuits.

Structures proches du cur, Attention lhistorique de la actives par le flux neutronique. tranche et aux intanchits de la premire barrire qui induisent des dpts dans les circuits.

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2.4 ACTINIDES 2 2.4.1 Origine et risques associs la contamination alpha Les actinides metteurs alpha sont constitus des noyaux lourds initialement prsents dans le combustible (uranium et plutonium) et de ceux qui en sont issus par captures neutroniques successives. Les principaux noyaux metteurs alpha sont 239Pu, 240Pu, 241Am, 242 Cm et 244Cm. Les actinides sont contenus dans les gaines des crayons combustible. En cas de ruptures de gaine, on en retrouve dans le fluide primaire. En labsence de dfaut de gainage, on ne les trouve qu ltat de traces provenant des dpts dactinides sur la surface externe du crayon pendant la fabrication (0,2 0,5 gramme 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, les rsidus de cette contamination se comportent comme les produits de corrosion : dpts sur 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.

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Exemple d'cran de protection

CATCO

Palier N4 - Porte du local de lchangeur-rgnrateur

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2.5 PROTECTIONS LA CONCEPTION 2 Lobjectif fondamental des tudes de radioprotection est de dfinir ou de mettre en uvre des moyens et/ou des mesures prventives vis--vis des rayonnements ionisants rsultant de lexploitation des installations nuclaires. 2.5.1 Utilisation dcrans Trois 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 dcrans La 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) qui peuvent tre dmonts pour des oprations particulires, les crans mobiles : crans faisant partie de la protection principale et pouvant tre escamotables 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 permettre des oprations de maintenance (gants ou matelas de plomb, briques de plomb ou de bton, bacs de sable). Disposition des crans Quelques 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 : - crans de matriaux lourds (plomb, fer, tungstne, ) au plus prs de la source.37

Exemples d'implantation des crans de protection La rgle de base pour une bonne protection est l'homognit. Ainsi, quel que soit son parcours, le rayonnement doit traverser une paisseur de matriau suffisante.

x a SDCONSEILL

b a+bx

SRECOMMAND

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

SDCONSEILL

S

RECOMMAND

n

Dans le btiment racteur, pour viter les fuites de neutrons, il est conseill d'utiliser des traverses obliques, afin d'allonger le canal de fuite constitu par la tuyauterie.

38


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 bonne conception 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 la tenue 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 que possible, 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

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Le casematageDeux 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 conduire le 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 oprations 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 un matriel voisin en service , sur lequel aucune intervention n'est raliser. Exemple de casematage vis--vis du risque d'exposition externe

NON

OUIExemple de casematage vis--vis du risque dexposition interne

NON

OUI

40


2.5.3 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 lexposition interne est assure ds la conception par le confinement statique (trois barrires pour les installations nuclaires de base) et le confinement dynamique (systme de ventilation et de filtration). Elle est complte en exploitation par les dispositions 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 vtements spciaux (tenue autonome). RGLES GNRALES Les 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 complmentaire 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. 2

41

En moyenne, 90 % des doses sont dues aux produits dactivationDbit de dose% 60 50 40 30 20 10 0

60Co

58Co

110mAg + 124Sb

PF

produits d'activation

produits de fission

volution de lactivit volumique de leau pendant la mise en arrt froid

105

Arrt du racteur 105

Pic d'oxygnation phase de purification 1,1 104

Arrt dernire pompe primaire

Activit volumique en MBq/t

104

2,5 103 10358 Co

102

124 Sb 60 Co

101

oxygnation en arrt (valeurs moyennes pour une tranche de 900 MW)

Temps

42


2.6 LIMITATION DU TERME SOURCE : LA RADIOCHIMIE 2 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 matriaux constituant 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 chimie primaire et la radiochimie visent rduire leur production ou viter leur dpt sur les circuits. 2.6.1 Contamination normale des circuits La contamination des circuits est inluctable, elle provient essentiellement de la corrosion des matriaux du circuit primaire. - PRVENTION TRANCHE EN FONCTIONNEMENT La limitation de la contamination des circuits repose essentiellement sur loptimisation de la chimie 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 physicochimiques du fluide primaire voluent fortement, en particulier lors de loxygnation (injection doxygne ou deau oxygne). Linjection doxygne ou deau oxygne rend le fluide primaire oxydant, ce qui favorise la mise en solution des oxydes mtalliques. Il est important 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 procdure vite aussi la re-dposition de ces produits sur les circuits hors flux en les pigeant sur les filtres 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 fluide primaire 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 surcontaminations svres, conduisant une augmentation des doses darrt de plus de 20 %, peuvent tre observs.43

Produits d'activation les plus pnalisants PrventionPoints chauds - rcuprer les poussires de rodage des portes stellites lors des chantiers; - filtrer les particules actives au plus prs de leur origine pour viter leur dissmination; - remplacer les matriels avec cobalt par des matriels sans cobalt. - remplacer les grappes de commande standards par des grappes chromes ou nitrures, plus rsistantes au risque de percement par usure.

Remde- dcontaminations chimiques et mcaniques; - rincer les portions de tuyauterie laide de groupes de filtration autonomes.

Argent 110m110mAg

- mettre en uvre des conditionnements chimiques du fluide primaire particuliers pendant la mise larrt (teneur en lithium notamment), favorables la rtention de largent sur les filtres et rsines ; - utiliser des filtres et rsines spcifiques pour la rtention de collodes ; - dcontaminer par voie chimique les circuits. - mettre en uvre des conditionnements chimiques du fluide primaire particuliers pendant la mise larrt (teneur en lithium notamment), favorables la rtention de lantimoine sur les filtres et rsines.

Antimoine 122 ou 124 122Sb 124Sb

- remplacer les pompes rotor imprgnes dantimoine par des pompes dont le rotor nen contient pas ; - supprimer, lorsque cela est possible, les grappes sources secondaires contenant de lantimoine.

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2.6.2 Surcontamination des circuits Les surcontaminations sont dues des consignes dexploitation mal respectes ou des pollutions particulires. Ces phnomnes sont souvent vitables. Il ne faut pas les considrer 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 de cobalt notamment les stellites , ), de la propret insuffisante des chantiers (absence de nettoyage 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 des doses sont : les points chauds, provenant de la dgradation de matriels stellits (vannes, pompes, ) qui, activs sous flux neutronique, se transforment en cobalt 60. Pour les tranches affectes par les points chauds le surplus de dose est de lordre de 10 30 % (surcontamination des circuits deffluents et du circuit de refroidissement du racteur larrt, ), largent, provenant le plus souvent du percement des grappes de contrles dont le matriau neutrophage est constitu dargent, indium et cadmium (AIC) ou de joints revtus dargent. Pour les tranches affectes par largent 110m le surplus de dose est de lordre de 10 15 % (surcontamination des parties froides des circuits auxiliaires, changeurs de temprature en particulier. Pour ces circuits largent 110m peut contribuer plus de 90 % des dbits de dose), lantimoine pour lequel les plus grandes pollutions sont dues des dgradations de 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

45

QUiz 2

1 La fission dun noyau duranium 235 secaractrise par la cassure du noyau en deux nouveaux noyaux et : a ljection de 2 3 neutrons b ljection de 2 3 particules c ljection de 2 3 particules

c

6 Lexposition externe ne dpend pas : a du port ou non de la tenueb de la distance de la source au poste

tanche ventile

de travail du temps pass au poste de travail

2 Dans un CNPE, en fonctionnement normal,le risque radiologique trouve son origine dans : a la fission nuclaire et lactivation des matriaux constitutifs du circuit primaire b la corrosion des matriaux constitutifs du circuit secondaire c la fusion du combustible est essentiellement d : a aux particules radioactives en suspension dans lair b aux produits de corrosion du circuit secondaire c aux produits de corrosion activs prsents dans les circuits

7 Le rayonnement gamma estsurtout attnu par : a les tenues tanches b les matriaux lourds tels que le plomb c les matriaux hydrogns

3 Le risque dirradiation, en zone contrle

c

8 La protection individuelle contrelexposition interne est assure : a par la ventilation des locaux b par le port dun masque respiratoire

par le confinement des chantiers

ou dune tenue tanche ventile

9 Le

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

4 Lactivation des matriaux du

circuit primaire est due : a au rayonnement gamma dans le rac-

teur b au rayonnement neutronique dans le racteur c la forte temprature du circuit primaire

les circuits de mtaux activs, source de 90 % des doses absorbes b viter la prsence de stellites sur les siges de robinet c empcher la formation de bulle dazote dans le circuit primairerespectes conduisent des pollutions dont les plus pnalisantes vis--vis des doses sont :

a rduire la production et le dpt sur

10 Des consignes dexploitation mal

5 Les metteurs de rayonnements alphasont : a les produits de fission b les produits dactivation c les actinides ou noyaux lourds

a le plomb, les matriaux hydrogns, b lacide borique, la lithine, lhydrogne c largent 110m, lantimoine, les points

les matriaux neutrophages

chauds provenant de la dgradation des matriaux stellits

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

3

Chapitre

3

3 RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLAIRE ... 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

Localisation des points de mesure permettant le calcul de lindice de tranche

GV CUVE PO CUVE BF

BCby pass temperature

1 RPE 2BC - branche chaude BF - branche froide GV - gnrateur de vapeur PO - pompe RPE - circuit de purges (P) et vents (E) du racteur (R)

3

1 - mesure branche chaude 2 - mesure branche en U 3 - mesure branche froide

48

3 - RISQUES RADIOLOGIQUES EN CENTRALE NUCLAIRE

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 sont dcrites au chapitre 2. 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 est lindice de tranche : il sagit de la moyenne des dbits dquivalent de dose mesurs en des points fixes sur le circuit primaire. Plus lindice de tranche est lev, plus les dbits de dose seront importants. Cet indicateur ne donne cependant quune image des dpts sur le circuit primaire. Il nest pas reprsentatif dventuels points chauds prsents sur dautres circuits.

3

3.1.1 Signalisation et valuation du risque dexposition externe Classement des locaux : en fonction de la mesure de dbit de dose ambiant dans le local et du risque de son volution, chaque local ou zone de travail est class en zone surveille ou en zone contrle (voir paragraphe 8.5.1). Ce classement est affich lentre du local. Il est galement saisi dans une application informatique disponible pour la prparation du travail. Signalisation des points chauds : les parties des matriels prsentant des dbits de dose particulirement levs, les points chauds, sont signales par les pancartes spcifiques marques dun trisecteur orange ou rouge. La zone correspondante est balise. Cartographie : une cartographie plus dtaille dun matriel ou dun local est parfois 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 lectronique gamma quip dune alarme lumineuse sur le dbit dquivalent de dose et donnant en temps rel la dose cumule depuis lentre en zone contrle. Chaque charg de travaux effectue pour son quipe les mesures complmentaires avec un radiamtre, permettant de sassurer de la conformit des dbits dquivalent de dose aux postes de travail et donc de la prvision dosimtrique.

49

Signalisation des points chauds

Mdiathque EDF - J. Goldstein

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3.1.3 Actions de prvention Une rduction efficace des doses passe dabord par la rduction des sources. Les actions principales relvent de la bonne application des consignes de conduite et du respect 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 :

3

le temps : la limitation du temps dintervention est obtenue : - par la bonne prparation de lintervention, - 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 sont encore en eau permet de diminuer le dbit de dose denviron 30 %, - pour les particules bta, quelques millimtres de plastique peuvent suffire pour arrter compltement ces particules, - pour les particules alpha, le risque dexposition externe nest pas prendre en compte, 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 les centrales nuclaires, la multiplicit des sources complique lapproche. La signalisation des points chauds permet dans une ambiance radiologique complexe de situer les principales sources et de sen loigner.

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Exemple de classement des interventions selon les risques de contamination. Dmarche optimisation de la radioprotection Niveau 0 1 2 3

Critres de classement des interventions Ouverture des circuits contamins Contamination surfacique de la zone de chantier Pas douverture de circuits contamins < 400 Bq/cm2 Diamtre de Diamtre de louverture < DN20 1 louverture > DN20 1 < 400 Bq/cm2 > 400 Bq/cm2 Intervention nouvelle, Retour dexprience inexistant Local contamin par une fuite primaire + risque alpha + risque iode

Nature des risques lis lintervention Dispersion de la contamination Sortie des matriels contamins par frottement ; salissure des semelles des chaussures Sortie des matriels contamins par frottement ; salissure des semelles des chaussures Sortie des matriels contamins par frottement ; salissure des semelles des chaussures + contamination aroporte Contamination corporelle des personnes par frottement avec le local ou les matriels Ncessite la mise en place dun confinement et/ou le port dune protection respiratoire Sortie des matriels contamins par frottement ; salissure des semelles des chaussures + contamination aroporte Contamination corporelle des personnes par frottement avec le local ou les matriels Ncessite la mise en place dun confinement et/ou le port dune protection respiratoire

Contamination corporelle externe

Contamination corporelle des personnes par frottement avec le local Ngligeable

Contamination corporelle des personnes par frottement avec le local ou les matriels Faible

Exposition interne

Organisation de la prvention Niveau de validation Respect de laffichage Parades valides par DI 104 2 du local le charg de travaux Parades valides par le service Prvention des Risques Plan daction et parades valides par linstance dcisionnelle RP

1 2

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

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3.2 RISQUE DE CONTAMINATION La contamination se trouve le plus souvent sous forme de dpt sur les surfaces internes et parois externes des matriels, objets de lintervention. Les sols et les parois des locaux peuvent galement avoir 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 du chantier. Par contact avec les surfaces contamines, des particules peuvent tre transfres soit directement sur la peau des intervenants, soit sur leurs vtements ou leurs outils. Le risque de dispersion lors 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 de prendre des prcautions pour viter : la dispersion de la contamination dans les locaux voisins, la contamination corporelle externe, lexposition interne. 3.2.1 Moyens de dtection Lorsque le risque est identifi, la contamination surfacique des zones de travail est contrle par dpistage 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 sur le 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. 3.2.2 Prvention de la contamination La premire rgle respecter est le confinement la source en maintenant les locaux et les zones de 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 adapts au niveau de contamination doivent tre ports: surbottes et gants impermables, surtenue non tisse 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 viter la contamination volumique des lieux dintervention, pour limiter la mise en suspension, les surfaces contamines doivent, si cela est possible, tre maintenues humides.53

3

Exemple dune balise iode

Alarmes lumineuses Rglages des seuils Test

Systme de prlvement et de dtectionMGPI

Affichage des consignes dvacuation

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Mdiathque EDF - J. Goldstein


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 gaz ou 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. 3.3.1 Moyens de dtection 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 travailleurs (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 de dtecter les ruptures de gaine du combustible, le moyen de prvention le plus sr est la ventilation du btiment racteur car tant que le renouvellement de lair est assur, latmosphre est homogne (pas ou peu

Documents

EDF - Mémento de radioprotection