Cas d’une scène multi sources

La méthode précédemment décrite est déployée sur une configuration plus complexe. Les dimensions de la scène sont plus impor- tantes et celle-ci contient a priori plusieurs sources. La configuration d’accès est comparable à la scène de la case 68, le local n’étant accessible que par deux traversées percées dans la dalle de toit (Figure 36).

Figure 36 : Représentation 3D des cuves de stockage de Produits de Fission

Ces cuves sont des composants de l’APM, et ont été mises en service pour deux objectifs : le retraitement de combustibles usés à l’échelle semi industrielle de différentes filières de réacteur et la solidification des produits de fission [53]. La case 75 est une cellule aveugle qui contient 4 cuves : trois cuves de stockage de produits de fission et une cuve de stockage Haute Activité avant envoi vers la station de traitement des effluents liquides de Marcoule (STEL) [54]. Le démantèlement de la cellule HA 74, dont les équipe- ments étaient reliés aux cuves de la case 75 a été réalisé. Les cuves de stockage et la cuve de stockage HA ne sont donc plus exploi- tées. Une opération d’assainissement a donc été engagée.

Figure 35 : Image gamma de la cuve superposée à un modèle filaire 3D

Les systèmes de caractérisation radiologique pour le suivi d’assainissement

La première évaluation de la qualité radiologique de la scène est observée à partir d’une cartographie de débit de dose établie suivant les deux axes à l’aplomb des deux traversées du plafond de la cellule 75. Au regard de la configuration et en particulier du caractère multi sources de la scène, ces données ne sont pas suffisantes pour évaluer de façon fiable l’activité contenue dans chaque compo- sant. De plus, la distribution relative des radionucléides composants du spectre gamma est mal maîtrisée. Une approche méthodologique est donc mise en place et des actions de développement accompagnent cette démarche. La démarche méthodologique consiste à caractériser la source à partir de techniques qui complètent la première démarche : la spectrométrie gamma et l’imagerie gamma couplées à des codes de calcul. Deux codes de calculs MERCURE et VISIPLAN sont exploités afin de dégager un benchmark.

Une mesure par spectrométrie gamma en champ ouvert est réalisée afin de déterminer la qualité des radionucléides contribuant à la dose. Le traitement du spectre met en évidence deux radionucléides princi- paux le 137Cs et l’125Sb (Erreur ! Source du renvoi introuvable.). Le trai- tement quantitatif du spectre n’est pas réalisé ; seul le débit de fluence de deux raies significatives (662 keV pour le 137Cs et 600 keV pour l’125Sb) au point de mesure est estimé. La faible différence d’énergie entre les deux raies caractéristiques des deux radio- nucléides est exploitée pour confirmer le ratio des activités137Cs/125Sb.

Le débit de fluence énergétique en champ ouvert est une donnée moins sensible à l’environnement. La diffusion pour des photons gamma d’énergie supérieure à 500 keV est négligeable [55]. Le débit de fluence énergétique sera préféré au traitement du débit de dose. Le débit de dose est le résultat d’un ensemble de phénomènes plus complexes qui exige l’exploitation de code de calcul de type Monte Carlo. Cette perspective est en cours d’analyse. Les données collectées sont ensuite complétées par une analyse de la localisation de la source. La caméra gamma est mise en œuvre afin de localiser, dimensionner et évaluer les niveaux d’activité de l’ensemble des sources (Figure 39).

Chaque cuve a été inspectée, puis une évaluation de la participation de chacune d’elles au débit de dose ambiant a été évaluée grâce au code VIS- PLAN. Enfin une première évaluation du terme source a été effectuée ( Tableau 23).

Tableau 23 : Activité estimée par calcul (VISIPLAN) Activité déterminée à l'aide de VISIPLAN 4 (Bq)

cuve 210_10 8,4.1011

cuve 210_11 3,2.1012

cuve 210_12 8,5.1011

cuve 801_10 3,5.1011

Erreur relative 17,7%

Figure 39 : Représentation de la modélisation VISPLAN des cuves Figure 37: Spectre obtenu en champ ouvert avec un

détceteur CdZnTe de volume sensible 20 mm3

Les systèmes de caractérisation radiologique pour le suivi d’assainissement

Une opération complémentaire a été engagée grâce à des dispositifs mécaniques. Ils permettent de placer des détecteurs à 10 cm contre la cuve sur la partie inférieure face au point de concentration de la contamination. A partir de ce système, pour chaque cuve, une mesure de débit de dose et un spectre gamma sont collectés. Le traitement du spectre par étalonnage numérique a permis d’évaluer le niveau des activités dans chaque cuve (Tableau 24). L’incertitude relative associée à l’activité pour ce type de configurations est de 80% [26]. L’auto absorption de la source est négligeable et la répartition est maitrisée grâce aux images gam- ma.

DDD expérimental mGy/h Activité calculée Bq Visiplan champ ouvert

cuve 210_10 1,8.102 2,5.1011 8,4.1011

cuve 210_11 7,0.102 10,0.1011 3,2.1012

cuve 210_12 3,0.102 3,0.1011 8,5.1011

cuve 801_10 2,2.101 2,0.1010 3,5.1011

Tableau 24 : Activité évaluée sur la base du traitement des spectres gamma. Détecteur CdZnTe de 60 mm3 sans collimation placé à 10 cm du fond de cuve

L’ensemble des résultats est cohérent. Un écart constant de l’ordre d’un facteur 3 est observé entre les deux méthodes d’estimation de l’activité. Le biais systématique est dû en première approche à la différence des configurations de mesure. La me- sure en champ ouvert suivant la ligne portée par l’axe des carottages présente l’avantage de la simplicité de mise en œuvre mais les codes de calculs utilisés de type SN1D ne prennent pas en compte les réflexions. La combinaison de la mesure au contact et du traitement de la donnée brute à partir des données techniques de la cuve (épaisseur des parois, qualité des matériaux) et de la répartition de la contamination est la solution de référence (Tableau 24).