Les textes législatifs issus de la réglementation internationale, européenne et française dans lesquels s’inscrit le chapitre
« Radioprotection » du Rapport Préliminaire de Sûreté sont rappelés dans le tableau ci-dessous (voir aussi sous-chapitre 1.7) :
12 RADIOPROTECTION
CHAPITRE
EXIGENCES DE RADIOPROTECTION
sous chapitre 12.0
1.TEXTES REGLEMENTAIRES
L’objet de ce sous-chapitre est de définir le cadre réglementaire relatif à la radioprotection sur lequel est basée la conception de l’EPR.
Recommandations
Internationales CIPR 60
Limites de dose efficace : - Travailleurs : 100 mSv sur 5 ans
et maximum 50 mSv sur une année donnée,
- Public : 1 mSv/an
Recommandations
Européennes Directive Euratom 96/29 du 13 mai 1996
Limites de dose efficace : - Travailleurs : 100 mSv sur 5 ans
et maximum 50 mSv sur une année donnée,
- Public : 1 mSv/an
Réglementation Française
Extrait du code de la santé publique
« Protection de la population »
Partie législative :
Principes généraux de Radioprotection : art. L.1333-1. à L.1333-20.
Sanctions pénales : art. L.1336-5. à L.1336-9.
Partie réglementaire :
Mesures générales de protection de la population : art.
R.1333-1 à R.1333-12
Expositions aux rayonnements naturel : art. R.1333-13 à R.1333-16
Limites de dose efficace
- Travailleurs : 20 mSv/an, - Public : 1 mSv/an
Réglementation Française (suite)
Régime général des autorisations et des déclarations : Dispositions communes : art. R.1333-29 à R.1333-51 Disposition, suivi reprise et élimination des sources radioactives : art. R.1333-52 à R.1333-53
Contrôle : art. R.1333-54
Situations d’urgence radiologique et d’exposition durable aux rayonnements ionisants : art. R.1333-75 à R.1333-93 Annexe 13-8 du code de la santé publique
Extrait du code du travail
« Protection des travailleurs »
Partie législative :
Dispositions propres au travail temporaire : art. L.122-3-17 et L.124-2
Réglementation du travail, sécurité et conditions de travail, dispositions générales : art. L.231-1, . L.231-2 et . L.231-7-1
Partie réglementaire :
Champs d’application et principes de radioprotection : art.
R231-73 à R231-80
Règles techiques d’aménagement des locaux de travail : art.
R231-81 à R231-87
Règles applicables aux travailleurs exposés aux rayonnements ionisants : art. R231-88 à R231-97
Mesures de surveillance médicale des travailleurs exposés : art. R231-98 à R231-102
Règles concernant des situations anormales de travail : art.
R231-103 à R231-105
Organisation fonctionnelle de la radioprotection : art. R231- 106 à R231-113
Règles applicables dans des cas d’exposition
professionnelles liées à la radioactivité naturelle : art. R231- 114 à R231-116
Décrets et Arrêtés
Dispositions diverses portées par le décret n°2003-295 du 31 mars 2003
Dispositions transitoires portées par le décret n°2003-296 du 31 mars 2003
Articles R45-1 à R45-3 du décret 75-306 du 28 avril 1975 Arrêté du 7 juillet 1977 fixant pour les installations les seuils et les modalités de signalisation des zones spécialement
Situations post-accidentelles : voir sous-chapitre 12.5
réglementées ou interdites à l’intérieur de chaque zone contrôlée : art. 1 à 5
La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR), organisation internationale non gouvernementale, s’appuie sur les travaux de diverses instances scientifiques qui étudient les effets des rayonnements ionisants sur l’homme pour élaborer des recommandations. Elles sont éditées sous forme de publications numérotées. Concernant les Etats de la Communauté Européenne liés par le Traité EURATOM, ces recommandations internationales sont traduites en Directives publiées au Journal Officiel des Communautés Européennes. Les états membres sont tenus de transcrire les dispositions de ces Directives dans leur droit propre sous un délai prédéfini.
Sur la base des données recueillies après les bombardements d’Hiroshima et de Nagasaki concernant la population des survivants, et de la ré estimation des facteurs de risque publiée par l’UNSCEAR en 1986, la CIPR a émis en 1990 des recommandations publiées sous le numéro 60. Ces recommandations ont été adoptées par l’Union Européenne le 13 mai 1996 par la publication de la Directive Euratom 96/29. Depuis 2001, la réglementation française en matière de radioprotection a été modifiée afin d’intégrer cette nouvelle directive. Ces modifications concernent notamment les valeurs des limites annuelles d’exposition des travailleurs et du public qui deviennent respectivement 20 mSv/an et 1 mSv/an.
2. DIRECTIVES TECHNIQUES
3. PRINCIPALES EXIGENCES DE RADIOPROTECTION
Le chapitre « Radioprotection » du Rapport Préliminaire de Sûreté s’inscrit également dans le cadre de l’application des directives techniques pour la conception et la construction de la nouvelle
génération de tranches nucléaires à eau pressurisée adoptées pendant les réunions plénières du GPR et des experts allemands du 19 et 26 octobre 2000 (voir section 3.1.2).
Les exigences de radioprotection sur lesquelles s’appuie la conception de l’EPR sont issues :
• des textes législatifs de la réglementation française en vigueur qui intègrent les évolutions des recommandations internationales (CIPR 60) et européennes (Directive Euratom 96/29),
• des paragraphes relatifs à la radioprotection des directives techniques notamment le paragraphe A.1.1 "Objectifs généraux de sûreté", le A.2.7. "Radioprotection des travailleurs et des personnes du public" et le C.4.1 "Radioprotection en exploitation").
La prise en compte de ces exigences de radioprotection est développée dans les différentes sections du chapitre 12.
Elles concernent en particulier :
• la définition du zonage radioprotection :
Une zone surveillée est une zone dans laquelle les travailleurs sont susceptibles de recevoir, dans les conditions normales de travail, une dose annuelle comprise entre 1 et 6 mSv.
Au dela de 6mSv annuel, les locaux sont classés en zone contrôlée.
La zone contrôlée est découpée en quatre zones : - Zone verte
Le débit d’équivalent de dose ambiant est susceptible d’être supérieur à 7,5 µSv/h mais toujours inférieur à 25 µSv/h.
- Zone jaune
Le débit d’équivalent de dose ambiant est susceptible d’être supérieur à 25 µSv/h mais toujours inférieur à 2 mSv/h. Le temps de travail dans cette zone est limité au strict nécessaire.
- Zone orange
Le débit d’équivalent de dose ambiant est susceptible d’être supérieur à 2 mSv/h mais toujours inférieur à 100 mSv/h.
- Zone rouge
Le débit d’équivalent de dose ambiant est susceptible d’être supérieur à 100 mSv/h. L’accès en est interdit par une barrière physique. Les portes sont fermées à double clés. La procédure d’accès est strictement réglementée. Pour pénétrer en zone rouge, une autorisation nominative spéciale est obligatoire.
• la définition d’une limite de dose annuelle d’exposition professionnelle :
- La somme des doses efficaces reçues par un travailleur par exposition externe et interne ne doit pas dépasser 20 mSv sur douze mois consécutifs,
- la mise en œuvre de la démarche d’optimisation qui intègre le retour d’expérience des meilleures tranches du parc nucléaire français,
- la définition d’un objectif de dose collective.
DEMARCHE DE RADIOPROTECTION
sous chapitre 12.1
1. PRINCIPES DE RADIOPROTECTION
La CIPR 60, repris dans l’ordonnance du 28 mars 2001, propose un ensemble de recommandations spécifiant les trois principes de base s’appliquant à la Radioprotection :
• Le principe de justification
Une activité ou une intervention nucléaire ne peut être entreprise ou exercée que si elle est justifiée par les avantages qu’elle procure, notamment en matière sanitaire, sociale, économique ou scientifique, rapportés aux risques inhérents à l’exposition aux rayonnements ionisants auxquels elle est susceptible de soumettre les personnes.
• Le principe d’optimisation
• Le principe de limitation
L'exposition d’un individu aux rayonnements ionisants résultant de son activité ne peut porter la somme des doses reçues au-delà des limites fixées par la réglementation.
Les principes cités ci-dessus sont développés par la Communauté Européenne dans la Directive Euratom 96/29 du 13 mai 1996. Cette directive définit les normes fondamentales de sûreté pour la protection de la santé des travailleurs et du grand public contre les dangers induits par les rayonnements ionisants.
En France, les principes généraux de la démarche ALARA ont été officiellement pris en compte dans le "Décret 2003-296 du 31 mars 2003" et le "Décret 2002-460 du 4 avril 2002" (voir sous-chapitre
Le second principe "optimisation" est appliqué dès la conception. La mise en œuvre de ce principe consiste à consacrer d’autant plus d’efforts à la conception sur les activités d’exploitation identifiées à fort enjeu en terme de doses individuelles et collectives.
Le troisième principe de "limitation" fixe les conditions limites d'expositions aux rayonnements des travailleurs et du public. Le Décret 2003-296 du 31 mars 2003 fixe la limite de dose individuelle d’un travailleur à 20 mSv par an. La valeur limite pour le public a été fixée à 1 mSv/an par le “Décret 2002-460 du 4 avril 2002”.
2. REDUCTION DU TERME SOURCE
3. RESPECT DE LA LIMITE DE DOSE INDIVIDUELLE
4. OBJECTIF DE DOSE COLLECTIVE
Dès la conception, plusieurs options techniques ont été proposées dans le but de réduire aussi bas qu’il est raisonnablement possible le Terme Source et donc le débit de dose. Les principales options
retenues visent à réduire la teneur résiduelle en cobalt des aciers inoxydables constituant le circuit primaire et à optimiser les revêtements à base stelitte (robinetterie, interne de cuve, MCG).
Les limites fixées par la Législation Française sont appliquées au projet EPR (soit 20 mSv sur 12 mois consécutifs par travailleur).
Les dispositions générales visent cependant à maintenir de faibles débits de dose ambiants des zones de travail et une ergonomie satisfaisante, permettant ainsi de diminuer les doses inviduelles des travailleurs.
Les actions pour optimiser les doses collectives permettent également de diminuer les doses individuelles dans les mêmes proportions (activités réalisées par les calorifugeurs, les soudeurs, le personnel de servitude ou les mécaniciens).
Bien qu'aucune limite de dose collective ne soit imposée par la réglementation, une valeur cible a été définie. Se fixer un objectif implique une vérification de la possibilité de l’atteindre pendant les différentes phases de conception. Pour cela, des études détaillées ont été réalisées pour les activités représentant un fort enjeu en terme de radioprotection.
L’objectif de dose collective pour l'EPR est de 0,35 homme Sievert par an et par tranche. La méthodologie appliquée pour atteindre cet objectif est définie dans le sous-chapitre 12.4.
Les principales dispositions mises en œuvre pour respecter l’objectif de dose collective et diminuer la dose individuelle des populations les plus exposées sont :
• la prise en compte du retour d’expérience et des bonnes pratiques des meilleures tranches du parc en exploitation ;
• une durée de maintenance des matériels réduite grâce à un choix de matériels fiables et adaptés, en prenant en compte la sécurité classique ainsi que le Facteur Humain ;
• le choix de matériaux favorables à la réduction de l’inventaire des produits de corrosion activés (principalement les isotopes du cobalt) ;
• l’amélioration de la technologie pour les éléments combustibles entraînant moins de défauts de gainage (avec dégagement de produits de fission).
Cependant, la relation entre la dose collective et les paramètres influents (conception, installation, Terme Source, débit de dose, volume de travail exposé, pratiques...) laisse un champ très large pour optimiser l'organisation des travaux de maintenance et des activités à fort enjeu.
La première étape des études réalisées correspond aux documents d'ingénierie de base décrivant les principes généraux d'optimisation de dose et de terme source et justifiant la valeur cible pour la dose collective en prenant en compte le retour d’expérience des meilleures tranches du parc français.
D'autres exigences concernent les améliorations pouvant être réalisées dès la conception du projet, avec par exemple : l’amélioration de l’accessibilité avec la prise en compte du Facteur Humain et de la sécurité classique, les dispositions prises pour isoler deux matériels radioactifs au niveau de l'installation, la facilité de manutention du combustible, la possibilité de réaliser les inspections en service, l’utilisation de la robotique ou de l'automatisation.
Les activités les plus dosantes ont été sélectionnées et font l'objet d’études détaillées.
DEFINITION DES SOURCES RADIOACTIVES DU CIRCUIT PRIMAIRE
sous chapitre 12.2
Les débits de dose autour des systèmes et des composants résultent de l‘activité du milieu mise en jeu et/ou de la contamination surfacique, lors de l'exploitation normale de la tranche (fonctionnement stabilisé ou transitoire d’arrêt).
Les activités spécifiques sont explicitées en détail dans le sous- chapitre 11.1. En radioprotection, les deux termes sources suivants sont utilisés :
• le terme source réaliste est utilisé dans le cadre des calculs d’évaluation de dose au personnel et de la définition du classement des Equipements Sous Pression Nucléaire (ESPN) des installations (voir sous-chapitre 3.2),
• le terme source de dimensionnement des protections biologiques permet le dimensionnement des locaux, des systèmes et des écrans de l'EPR.
Les activités surfaciques déposées qui contribuent de façon majeure à la dose des travailleurs due aux rayonnements ionisants sont détaillés dans le chapitre 12.2.2.
Les valeurs de dimensionnement, les valeurs réalistes, ainsi que le respect des principes de conception pour l'agencement et les systèmes complexes participent à la démarche de radioprotection optimisée pour le personnel.
D’autre part, en général, aucune valeur de pic n'est utilisée pour les calculs d’écrans. Les exceptions sont les filtres du système de purification du fluide primaire et du système de refroidissement du réacteur à l'arrêt. Pour les autres systèmes, le pic n'a qu'une importance relative pour les écrans, en raison de la courte durée de vie des nucléides mis en jeu. L'expérience montre que son influence pour l'exposition du personnel est négligeable.
Du fait de leur caractéristiques radioactives, certains radionucléides pris en compte dans les études d’effluents ou les études d’accident n’ont pas d’impact significatif sur la radioprotection.
L’impact radiologique de radionucléides de faible période radioactive comme l’azote-16 (7,3 s) et l’azote-17 (4,2 s) devient totalement négligeable au bout de quelques minutes du simple fait de la décroissance radioactive.
Les rayonnements émis par les radionucléides émetteurs béta purs comme le carbone-14 ou le nickel-63 ont des énergies suffisamment faibles pour être arrêtés par les structures de protection mises en place pour les rayonnements gamma des autres radionucléides.
L’inventaire des radionucléides présents dans le circuit primaire et pouvant intervenir dans le domaine de la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants est présenté dans le tableau 12.2 TAB 1 pour le fonctionnement stabilisé et dans le tableau 12.2 TAB 2 pour les transitoires de puissance (baisse de charge pour les produits de fission et pic à l’oxygénation pour les produits de corrosion).
De manière à couvrir le retour d’expérience récent observé sur les tranches allemandes et françaises, le rapport provisoire de sûreté intégrera également le chrome-51, l’argent-110m, l’antimoine-124 et l’antimoine-122.
1. SELECTION DES NUCLEIDES POUR LA
RADIOPROTECTION ET LE CLASSEMENT ESPN
2. DEPOTS EN PRODUITS DE CORROSION ACTIVES
3. ACTIVITES SPECIFIQUES ET INVENTAIRE
Au cours du fonctionnement de la tranche, les matières radioactives se déposent sur les surfaces internes des tuyauteries, des cuves, des réservoirs, etc, et peuvent s'accumuler pour former un dépôt de contamination (mobile et/ou fixe). Cette accumulation de contamination est un processus continu, qui dépend principalement des conditions physiques et chimiques de l'eau du RCP dans les
différents états du réacteur (pleine puissance et états d’arrêt).
La répartition des produits de corrosion dans l'eau dépend de l'état du réacteur.
Les valeurs des résultats des mesures réaliste pour le Co-58 et le Co-60 dans les RCS des centrales françaises sont fournies ci-dessous.
Les concentrations spécifiques et les activités déposées des nucléides importants dans les boucles principales ont été sélectionnées suite à l’analyse de mesures faites dans des centrales françaises et des centrales allemandes Konvoi.
Les valeurs de dépôts de certains produits de corrosion sont fournies pour la boucle primaire dans le tableau 12.2 TAB 3.
Les valeurs déposées pour le Cobalt-58 et le Cobalt-60 sont utilisées pour le calcul des débits de doses à différents points dans les locaux de la tranche. Les valeurs obtenues sont suffisamment représentatives, car ces nucléides sont responsables de la plus grande partie du débit de dose à l’arrêt.
Activité réaliste déposée pour les centrales françaises
Branche chaude Branche en U
Centrale Nucléide
(Bq/m2) (Bq/m2)
Co-58 3,3E+09 3,8E+09
900 MWe Blayais 4
Co-60 1,6E+09 2,1E+09
Co-58 2,1E+09 – 2,6E+09 4,3E+09 1300 MWe
Penly
Co-60 6,0E+08 – 7,0E+08 1,1E+09
Pour l'estimation du débit de dose sur les autres tuyauteries ou matériels, des mesures de débit de dose existantes ont été approximativement adaptées en utilisant une interpolation linéaire avec la modification de l'activité de Cobalt déposée au niveau des boucles primaires. Pour certains composants, les différences éventuelles dans l'épaisseur des écrans (acier, eau) ont également été prises en compte.
De manière à se rapprocher le plus possible du retour d’expérience observé sur les tranches allemandes et françaises, le rapport provisoire de sûreté intégrera également les activités déposées pour le chrome-51.
3.1.CIRCUIT PRIMAIRE
Les matières radioactives dans le circuit primaire et, par voie de conséquence, dans les circuits connexes, proviennent de :
• produits de fission susceptibles d’être dégagés par les défauts des gaines des crayons combustible pendant l'exploitation de la
• produits de corrosion activés par le flux neutronique du cœur,
• produits d'activation du fluide primaire, c'est-à-dire, par exemple, 3H (tritium) ou 16N (azote 16).
Pour le fluide primaire, deux types de valeurs d'activité ont été sélectionnés pour caractériser le régime normal d'exploitation à pleine puissance :
choisies de manière à couvrir 95 % des valeurs du retour d’expérience des tranches REP 900 et 1300 du parc français et allemand).
Les activités spécifiques des produits de fission et de corrosion dans le fluide primaire sont indiquées dans les tableaux 12.2 TAB 1 et 12.2 TAB 2.
Les facteurs de pic de mise à l’arrêt pour les produits de corrosion et de fission utilisés pour définir les activités spécifiques en transitoire, sont également fournis pour information.
Nota 1 : Les valeurs réalistes sont enveloppes à plus de 95% des valeurs mesurées sur près d'une vingtaine de cycles pour le RCP du palier N4 et enveloppes à 100% pour les autres circuits.
3.2. CONTROLE VOLUMETRIQUE ET CHIMIQUE DU CIRCUIT PRIMAIRE
A l'exception de l'Azote-16, le tableau 12.2 TAB 1 fournit les concentrations d'activité de la ligne de décharge du RCV (elles sont identiques à celles du circuit primaire).
Le débit de purification en fonctionnement normal est de 36 Mg/h.
Pendant une courte période avant l'arrêt (72 h) le taux de purification peut augmenter jusqu'à 72 Mg/h.
3.3. SYSTEME DE PURIFICATION DU FLUIDE PRIMAIRE
La concentration de la radioactivité (espèces ioniques ou particulaires) dans le fluide primaire est réduite par le fonctionnement en continu du déminéraliseur à un taux de purification d'environ 10 %/h ou 20 %/h.
3.4. SYSTEME DE DEGAZIFICATION DU FLUIDE PRIMAIRE
Le système de dégazification du fluide primaire sert essentiellement à éliminer l’hydrogène du RCP avant un arrêt de tranche et à réduire les gaz radioactifs dans le fluide primaire pendant le fonctionnement normal de la tranche et surtout avant l'arrêt.
3.5. TRAITEMENT ET STOCKAGE DES EFFLUENTS PRIMAIRES
Le fluide extrait du circuit primaire pour compenser l'injection d'eau déminéralisée et d'acide borique pour le contrôle à long terme de la réactivité est transféré vers le système de traitement et de stockage des effluents primaires. Dans le système de traitement des effluents primaires, un distillat et de l'acide borique amélioré à 4% sont obtenus par évaporation du fluide boriqué. Si nécessaire, l'acide borique et l'eau déminéralisée récupérés de cette manière peuvent être réinjectés dans le circuit primaire pour augmenter ou réduire la concentration de bore en fonction des besoins.
3.6. SYSTEME DE TRAITEMENT DES EFFLUENTS GAZEUX
Les réservoirs de stockage du fluide, la bâche de détente du pressuriseur, le réservoir de contrôle volumétrique (uniquement pendant l'arrêt), les dégazeurs, les réservoirs d'acide borique, les évaporateurs et plusieurs réservoirs de purge sont reliés au système de traitement des effluents gazeux. Ce système est composé de deux parties fonctionnelles :
• l’unité de purge,
• l'unité de décroissance.
Le système TEG est composé majoritairement d’azote. La quantité d'isotopes radioactifs dans ces unités dépend du fait que le primaire est dégazé ou non.
3.7. INJECTION DE SECURITE / REFROIDISSEMENT DU REACTEUR A L’ARRET
Pour l'arrêt de la tranche dans des conditions normales d'exploitation, le réacteur est mis en arrêt à froid avec le système de refroidissement du réacteur à l'arrêt (RIS/RRA).
Lorsque le RIS/RRA est en service, la partie de ce système véhiculant
de l'eau du RCP a la même activité spécifique que le fluide primaire.
Dans les autres conditions de fonctionnement normal, il contient du fluide issu de l’IRWST.
Pour des raisons de dimensionnement, on réutilise les concentrations d'activité au moment de l'ouverture de la cuve du réacteur.
3.8. TRAITEMENT ET REFROIDISSEMENT DE L'EAU DES PISCINES
La teneur en impuretés radioactives dans l'eau des piscines et dans le système de refroidissement de l'eau des piscines, résulte :
• du dégagement de produits de fission des crayons combustibles défectueux,
• du dépôt des produits de corrosion activés à la surface des barres combustibles stockées,
• du transport de petites quantités de fluide primaire via le tube de transfert pendant le transfert d'éléments combustibles.
L'eau des piscines est purifiée par le système de traitement de l'eau des piscines. L'activité qui en résulte doit être maintenue au plus bas possible, de manière à ce que le débit de dose dans les zones de passage au niveau du plancher de service (Bâtiment Réacteur et Bâtiment Combustible) corresponde à une zone verte.
3.9. TUYAUTERIE DE VAPEUR PRINCIPALE
Normalement, les systèmes secondaires sont dépourvus de toute radioactivité, car ils sont complètement isolés du circuit de fluide primaire actif au niveau des générateurs.
Uniquement en cas de fuite du générateur de vapeur, l'activité peut pénétrer dans le circuit secondaire et dans le circuit de vapeur principal des systèmes connexes. En régime normal, une petite fuite de 3 L/h par Générateur de Vapeur a été prise en compte pour le calcul des concentrations d'activité de dimensionnement dans le système de vapeur principal.
TAB 1: CONCENTRATIONS SPÉCIFIQUES DE RADIONUCLÉIDES DANS LE CIRCUIT PRIMAIRE INTERRESSANT LA RADIOPROTECTION :
FONCTIONNEMENT STABILISE
ACTIVITE SPECIFIQUE (Bq/Mg) NUCLEIDE
Réaliste
Dimensionnement des protections
biologiques
Mn-54 2,0E+06 4,0E+06
Co-58 8,0E+06 1,6E+07
Fe-59 5,0E+05 1,0E+06
Co-60 5,0E+05 1,0E+06
Cr-51 X X
Ag-110m X X
Sb-124 X X
Sb-122 X X
Ar-41 3,0E+08 1,0E+09
Kr-85m 2,0E+08 5,5E+09
Kr-85 1,9E+07 5,2E+08
Kr-87 3,6E+08 1,0E+10
Kr-88 5,0E+08 1,4E+10
Xe-133m 1,1E+08 1,7E+09
Xe-133 5,0E+09 8,0E+10
Xe-135 1,1E+09 1,8E+10
Xe-138 8,5E+08 1,4E+10
Sr-89 3,0E+05 4,9E+06
Sr-90 1,9E+03 3,0E+04
I-131 1,0E+08 1,6E+09
I-132 1,8E+08 2,8E+09
I-133 3,1E+08 4,9E+09
I-134 1,1E+08 1,7E+09
I-135 2,0E+08 3,3E+09
Cs-134 4,0E+07 3,2E+08
Cs-136 X X
Cs-137 4,0E+07 3,2E+08
Cs-138 8,5E+08 1,4E+10
H-3 3,7E+10 3,7E+10
X : Valeur intégrée à terme dans le Rapport Provisoire de Sûreté selon le REX récent
TAB 2: CONCENTRATIONS SPÉCIFIQUES DE RADIONUCLÉIDES DANS LE CIRCUIT PRIMAIRE INTERRESSANT LA RADIOPROTECTION :
TRANSITOIRE D’ARRET
ACTIVITE SPECIFIQUE (Bq/Mg) NUCLEIDE
Réaliste
Dimensionnement des protections
biologiques
Facteur de pic
Mn-54 6,0E+08 1,2E+09 300
Co-58 8,0E+10 1,6E+11 10000
Fe-59 1,5E+08 3,0E+08 300
Co-60 2,5E+08 5,0E+08 500
Cr-51 X X X
Ag-110m X X X
Sb-124 X X X
Sb-122 X X X
Ar-41 3,0E+08 1,0E+09 1
Kr-85m 4,6E+08 1,3E+10 2,3
Kr-85 1,9E+07 5,2E+08 1
Kr-87 8,3E+08 2,3E+10 2,3
Kr-88 1,2E+09 3,2E+10 2,3
Xe-133m 2,5E+08 3,9E+09 2,3
Xe-133 9,5E+09 1,5E+11 1,9
Xe-135 1,5E+09 2,5E+10 1,4
Xe-138 2,5E+09 4,1E+10 2,9
Sr-89 3,0E+05 4,9E+06 1
Sr-90 1,9E+03 3,0E+04 1
I-131 2,3E+09 3,7E+10 23
I-132 2,2E+09 3,4E+10 12
I-133 2,4E+09 3,7E+10 7,6
I-134 1,5E+09 2,4E+10 14
I-135 1,4E+09 2,3E+10 7,1
Cs-134 9,6E+08 7,7E+09 24
Cs-136 X X X
Cs-137 8,0E+08 6,4E+09 20
Cs-138 2,5E+09 4,1E+10 2,9
H-3 3,7E+10 3,7E+10 -
X : Valeur intégrée à terme dans le Rapport Provisoire de Sûreté selon le REX récent
TAB 3: DEPOTS RADIOACTIFS EN PRODUITS DE CORROSION SUR LES BOUCLES PRIMAIRES (RCP 1, 2, 3, 4)
BRANCHE CHAUDE /
FROIDE GENERATEURS DE VAPEUR NUCLÉIDE1
(Bq/m2) (Bq/m2)
Mn-54 2,5E+08 – 4,0E+08 6,5E+07 – 1,3E+08 Co-58 3,0E+09 – 5,2E+09 2,5E+08 – 2,6E+09 Fe-59 7,0E+07 – 2,0E+08 5,0E+07 – 1,2E+08 Co-60 5,0E+08 – 9,8E+08 2,5E+08 – 5,0E+08
Cr-51 X X
Ag-110m X X
Sb-124 X X
Sb-122 X X
X : Valeur intégrée à terme dans le Rapport Provisoire de Sûreté selon le REX récent Nota:
Afin d'éviter des pollutions exceptionnelles identifiées au niveau du retour d’expérience des tranches actuelles (Ag-110m et Sb-124), la conception des composants primaires en contact avec l'eau primaire vise à éviter autant que possible les métaux source des radioéléments incriminés.
Dans ce cadre, les axes développés sont :
- une réduction de l'utilisation de joints helicoflex au profit des joints graphite, - une utilisation accrue de paliers et butées à rotor noyé sans antimoine,
- une mise en place de garnitures mécaniques sans antimoine sur les pompes concernées.
1.1. CLASSIFICATION ET ZONAGE RADIOPROTECTION
La zone contrôlée comprend principalement le Bâtiment Réacteur (BR), le Bâtiment Combustible (BK), le Bâtiment des Auxiliaires Nucléaires (BAN), la tour d’accès (après le point de contrôle des intervenants en zone contrôlée), les Bâtiments de Sauvegarde (BAS) et le Bâtiment de Traitement des effluents (BTE). L’accès en zone contrôlée est réservé aux travailleurs de catégorie A ou B.
Les systèmes et matériels radioactifs, ou susceptibles de l’être, sont installés en zone contrôlée.
Afin de déterminer les dispositions de Radioprotection à prendre dans un local, une évaluation du débit de dose ambiant est réalisée à partir de calculs et/ou de données de mesures des tranches existantes. Les épaisseurs des écrans de protection et l’accessibilité aux locaux sont ainsi définies et justifiées.
Pour chaque local sont précisés :
• le zonage radioprotection : zone surveillée, zone contrôlée (couleur verte, jaune, orange ou rouge) : Le zonage radioprotection permet de donner des informations sur le niveau de débit de dose général et sur l’accessibilité d’un local d’une manière simple par code de couleur ;
• la classification des locaux par codage alphanumérique (conditions de dimensionnement, réalistes et d’exploitation spécifique) : Cette classification permet de donner des informations plus fines que le zonage radioprotection. Par exemple, la zone verte est composée de deux sous zones appelées A et 2.5A. Pour une zone A, le débit de dose ne doit pas dépasser 10 µSv/h alors que pour une zone 2.5A, le débit de dose ne doit pas dépasser 25 µSv/h).
Le schéma définissant le zonage radioprotection et la classification des locaux sont donnés dans la figure 12.3 FIG 1.
4 types de classification ont été définis :
• type de classification [1] : valeur de dimensionnement (design value) ;
• type de classification [2] : valeur réaliste (typical value) ;
• type de classification [3] : valeur liée aux débits de dose provenant des systèmes des locaux adjacents ;
• type de classification [4] : valeur pour les cas spéciaux.
La classification des locaux en fonctionnement normal a été réalisée à partir des valeurs de dimensionnement (type [1]).
La classification établie à partir de l’analyse du Retour d’Expérience (type [2]), dont l’intérêt est d’avoir des débits de dose réalistes, ne prend pas en compte les points chauds.
Type de classification [1] : Valeur de dimensionnement
Ces valeurs sont utilisées pour dimensionner les écrans de protection. Les calculs sont réalisés à 0,5 m de la surface du matériel en supposant des conditions nominales de fonctionnement de la tranche.
Type de classification [2] : Valeur réaliste
Ces valeurs sont utilisées pour définir les mesures de protection dans certains locaux (mise en place de plates formes fixes, zone d’accès des locaux, conception de matériel…).
Type de classification [3] : Valeur liée aux débits de dose provenant des systèmes des locaux voisins
Ces valeurs sont estimées en tenant compte exclusivement du rayonnement des matériels en fonctionnement contenus dans les locaux adjacents. La classification obtenue est utilisée pour les locaux ne contenant pas de matériel contaminé.
Type de classification [4] : Valeur spéciale
Des valeurs dites spéciales sont définies pour les locaux où les débits de dose peuvent varier fortement sur des phases de fonctionnement spécifiques. Par exemple, pendant la phase de chargement du combustible, le compartiment du tube transfert est classé zone C alors qu’en fonctionnement normal il est classé zone A.
Zones d’accès limité
Les zones d’accès limité sont les locaux de la zone contrôlée dans lesquels le débit de dose ambiant est supérieur à 2 mSv/h (zone orange, zone rouge).
Les règles générales de conception de matériels, d’installation de matériels, et de conception des locaux permettent de s’assurer que la radioprotection est prise en compte à la conception.
1.2. REGLES DE CONCEPTION DES MATERIELS
Les principales règles de conception des matériels sont :
• les systèmes susceptibles d’être contaminés sont conçus de manière à éviter les points chauds (absence de pièges à particules, pente de tuyauteries suffisante) ;
• les tuyauteries des circuits primaire et secondaire principaux sont équipées de calorifuge à montage et démontage rapide ;
• la réduction d’utilisation des revêtements durs à base cobalt pour les robinets est réalisée ;
• la suppression des raccordements socket-welding permet de diminuer les points chauds au niveau des robinets.
1.3. REGLES D’INSTALLATION DES MATERIELS
Les principales règles d’installation des matériels appliquées dès la conception sont :
• Les matériels non contaminés sont physiquement séparés des systèmes et matériels susceptibles de l’être (par une protection biologique) :
• les réservoirs, les échangeurs ou les bâches sont installés dans des locaux distincts. En effet, le débit de dose ambiant d’un local contenant un réservoir (ou un échangeur) peut être important (supérieur à 2 mSv/h) et influencer le débit de dose des locaux adjacents ;
• de même, les pompes et les vannes sont installées dans des locaux distincts. De plus, ce type de matériel n’est pas installé à proximité des réservoirs et des échangeurs ;
• les équipements de contrôle commande (capteurs) sont séparés des autres équipements susceptibles d’être contaminés ;
• les équipements installés en zone contrôlée sont facilement accessibles afin de réduire le volume de temps exposé du personnel de la maintenance et des inspections ;
• les réseaux de câbles sont séparés de tout matériel contaminé ;
• la maintenance sur les équipements et matériels installés en hauteur doivent pouvoir être inspectés et maintenus facilement.
Des plates-formes mobiles sont prévues dans des cas exceptionnels ;
• la prise en compte de l’ergonomie du chantier et du Facteur Humain dans l’installation des matériels ;
• le matériel installé à l’intérieur des locaux tient compte du niveau de débit de dose ambiant attendu dans ce local.
MOYENS MIS EN ŒUVRE POUR LA RADIOPROTECTION
sous chapitre 12.3
1. REGLES DE RADIOPROTECTION
1.4. REGLES DE CONCEPTION DES LOCAUX
Les règles appliquées pour la conception des locaux sont :
• les locaux comme l’atelier chaud ou le local de décontamination sont séparés des couloirs de circulation ;
• la bonne accessibilité des locaux et des matériels subissant une maintenance régulière est prise en compte ;
• les locaux contenant des réservoirs sont accessibles via les locaux contenant les vannes et les pompes qui leurs sont associées, et ce, à partir d’un accès protégé (chicane) ;
• les zones d’accès des locaux contenant du matériel susceptible d’être contaminé sont conçues sous forme de chicanes ou équipées de portes biologiques afin de minimiser l’influence du débit de dose des locaux adjacents ;
• les zones d’accès des locaux de service sont dimensionnées de telle sorte que le matériel puisse être évacué facilement ;
• des zones de stockage de matériel de logistique (calorifuge, protections biologiques) sont prévues dès la conception ;
• un espace suffisant est prévu pour :
- la préparation et la surveillance des interventions dans des zones à faible débit de dose ;
- la maintenance des matériels à l’intérieur des locaux ; - les protections mobiles ;
- le démontage de matériels radioactifs.
• un local chaud est désigné pour la maintenance des équipements ne pouvant être réalisée localement.
2. ECRANS DE PROTECTION
Les paramètres nécessaires à la définition des écrans de protection sont :
• l’état de tranche du réacteur ;
• la géométrie et la composition des matériels, locaux et sources radioactives.
En fonction de la complexité de la définition des paramètres précédents pour une configuration donnée, des calculs et les modélisations associées sont réalisés.
2.1. TERMES SOURCES ET SPECTRES D’ENERGIE
2.1.1. Termes sources et spectres d’énergie dans le Bâtiment Réacteur
Conditions en pleine puissance
Quand la tranche est en puissance, le terme source dans le bâtiment réacteur est différent de celui à prendre en compte à l’arrêt. Les
principales sources radioactives entraînant un rayonnement externe à proximité du circuit primaire en fonctionnement normal sont l’Azote-16 (émetteur gamma), l’Azote-17 (neutrons) et le cœur (rayonnement gamma et neutrons).
Arrêt du réacteur
Au cours de l’arrêt du réacteur, les hypothèses utilisées pour les autres bâtiments de l’îlot nucléaire (cf. § qui suit) sont valides.
2.1.2. Termes sources et spectres d’énergie dans les autres bâtiments de l’îlot nucléaire (BAN, BK, BAS et BTE)
Le spectre utilisé pour estimer l’épaisseur des voiles de protection est composé uniquement de radioéléments émetteurs gamma. En effet, on considère que seul le rayonnement gamma contribue au débit de dose dans les bâtiments de l’îlot nucléaire . A chaque spectre correspondent des énergies gamma qui sont utilisées comme des énergies « efficaces ». Ces énergies ont été estimées pour différents systèmes (tableau ci-dessous).
TABLEAU : ENERGIES « EFFICACES » UTILISEES POUR L’ESTIMATION DES EPAISSEURS DE PROTECTION
Milieu source Jusqu’à 60cm de béton Jusqu’à 120cm de béton
Circuit primaire - -
- avant purification 1,4 MeV 1,7 MeV
- après purification 1,5 MeV 1,8 MeV
- sans gaz rare 1,6 MeV 1,9 MeV
- 1 jour de décroissance 1,1 MeV 1,4 MeV
- 1 semaine de décroissance 0,8 MeV 1,1 MeV
Filtres à lits mélangés 1,0 MeV 1,2 MeV
Réservoirs de stockage de réfrigérant
1,1 MeV 1,5 MeV
Circuit d’effluents gazeux 1,2 MeV 1,6 MeV
Lits de décroissance 1,1 MeV 1,5 MeV
2.2. OBJECTIFS
La contribution des débits de dose des locaux adjacents vers les locaux ne contenant aucune source doit être inférieure à 20%.
Les locaux ne contenant aucune source (couloirs de service, escalier…) possèdent des voiles de protection qui permettent d’avoir un débit de dose ambiant inférieur à 25 µSv/h.
Lors de la manutention du combustible, le débit de dose ambiant en bord de piscine doit être inférieur à 10 µSv/h.
Le dimensionnement des écrans de protection des locaux du Bâtiment Réacteur a fait l’objet d’une attention particulière compte tenu de son accessibilité tranche en fonctionnement. En effet, le plancher de service et l’espace annulaire sont des zones accessibles sept jours avant l’arrêt et trois jours après le redémarrage. De ce fait, ces zones sont conçues pour avoir des débits de dose faibles lors du fonctionnement du réacteur (débit de dose neutron inférieur à 2,5 µSv/h et débit de dose total (gamma et neutron) inférieur à 25 µSv/h).
2.3. MATERIAUX DE PROTECTION UTILISES
Le béton aggloméré standard est le principal matériau utilisé pour les protections. D’autres matériaux de densité supérieure ou de propriété différente (neutrophage par exemple) sont également utilisés.
Pour les calculs de protection, une densité de 2,35 g/cm3est utilisée pour le béton aggloméré standard. Cette densité est une valeur conservative, en effet, d’après le retour d’expérience, les valeurs rencontrées sont proches de 2,4 g/cm3(le ferraillage n’est pas pris en compte).
Le matériau de protection secondaire est l’eau (tuyauteries primaires, générateurs de vapeur, piscine de combustible usé).
La densité de l’eau, à une pression de 155 bars, est la suivante :
• Entrée GV(330°C ) : 0,651 g/cm3,
• Sortie GV (292,5°C ) : 0,741 g/cm3. D’autres matériaux peuvent être utilisés :
• l’acier (densité 7,8 g/cm3), pour le blindage des boîtiers ou des petites cellules. Les portes blindées peuvent également être en acier. Exceptionnellement, pour les petits locaux, l’acier peut remplacer le béton ;
• le plomb (densité 10,9 g/cm3) peut être utilisé pour le blindage des locaux, sous forme de fines plaques (dans des revêtements de protection) ou sous forme de briques. Les portes blindées peuvent également être partiellement constituées de plomb ;
• le verre de protection contre le rayonnement (densité entre 2,5 et 3,6 g/cm3) est utilisé lorsque l’observation directe mais protégée d’une intervention est nécessaire ;
• un matériau spécial de protection neutronique (neutrophage) est utilisé dans certains calculs. Sa densité est comprise entre 1,03 et 1,07 g/cm3.
2.4. METHODE DE CALCULS
Méthode de calculs pour le Bâtiment Réacteur et une partie du Bâtiment combustible
Le dimensionnement des écrans de protection des locaux du Bâtiment Réacteur est réalisé à partir des codes de calcul reconnus dans le domaine de la radioprotection. Ces codes de calcul sont présentés dans la section 12.3.2.5.
Méthode de calculs pour les autres bâtiments de l’îlot nucléaire
Les épaisseurs minimales des écrans sont établies à partir de l’estimation des facteurs de protection en fonction des types de classification [1] et [2] définis dans le 12.3.1.1.
Le « facteur de protection SF » est défini comme étant le rapport du débit de dose (cible) au niveau de la surface de la protection sur le débit de
dose (de dimensionnement) de la source de rayonnement ou du local.
Le facteur de protection d’un matériau défini, dépend de la dimension et de la forme de la source, de la distance entre la source et de la protection et dépend également de l’énergie du rayonnement γ. De ce fait, différentes configurations de base ont été calculées pour obtenir un ensemble de valeurs à comparer et à valider.
2.5. CODES DE CALCUL
Les différents codes de radioprotection sont utilisés pour les calculs des épaisseurs des écrans de protection. Le choix d’un code est déterminé en fonction des conditions de fonctionnement, de la géométrie des locaux et des sources radioactives mises en jeu.
Sur EPR, le point de calcul de référence est situé à 50 cm de la source et à 150 cm par rapport au sol (hauteur d’homme). Le choix d’un point de calcul de référence permet d’assurer la cohérence des résultats de calculs obtenus par les différents codes.
2.6. ECRANS DE PROTECTION DU BATIMENT REACTEUR
Les écrans du BR sont conçus en tenant compte de la possibilité d’intervenir tranche en fonctionnement dans une zone accessible du BR. La zone accessible du BR comprend principalement le plancher de service, l’espace annulaire (niveaux supérieurs à +1,50m) et le pont polaire.
Un premier type de protection permet de s’affranchir de la contamination atmosphérique dans la zone accessible (cf. 12.3.3).
Un deuxième type de protection permet d’obtenir des conditions radiologiques en débit de dose gamma et neutron satisfaisantes (débit de dose total inférieur à 25 µSv/h et débit de dose neutron inférieur à 2,5 µSv/h) :
• mise en place d’une protection neutronique à la sortie des tuyauteries primaires,
• mises en place de chicanes et de portes blindées à la sortie des casemates Générateurs de Vapeur et Pompes Primaires,
• dalles béton d’une épaisseur de 130 cm placées au-dessus de la piscine BR.
2.7. ECRANS DE PROTECTION DU BATIMENT COMBUSTIBLE
En fonctionnement normal, les systèmes contaminés sont :
• RCV : Système de contrôle chimique et volumétrique (pompes et vannes),
• REA : Système en appoint eau et bore,
• PTR : Traitement et refroidissement de l’eau des piscines,
• REN : Système d’échantillonnage nucléaire.
Les zones nécessitant une protection particulière sont :
• la piscine,
• le local de transfert du combustible,
• le local de décontamination des pompes primaires.
Les épaisseurs de voiles les plus représentatives sont :
• entre le local de la bâche RCV et les locaux des vannes RCV : 70 cm,
• entre le local de la bâche RCV et la zone d’accès du local de la bâche RCV : 80 cm,
• entre les locaux des pompes RCV et les couloirs : 50 cm,
• entre les locaux des bâches REA et le couloir : 50 cm,
• les voiles extérieurs du Bâtiment combustible ont une épaisseur comprise entre 130 à 150 cm (coque avion non incluse).
protéger à local du ement dimensionn de
dose de Débit
protection de un voile d' externe surface la de niveau au dose de Débit SF=
2.8. ECRANS DE PROTECTION DU BATIMENT DES AUXILIAIRES NUCLEAIRES (BAN)
En fonctionnement normal, les systèmes contaminés sont :
• PTR : Traitement et refroidissement de l’eau des piscines (filtres),
• RCV : Système de contrôle chimique et volumétrique (filtres),
• TEP : Traitement des effluents primaires (bâches),
• TEG : Traitement des effluents gazeux (échangeurs).
Les épaisseurs de voile les plus représentatives sont :
• entre les locaux des déminéraliseurs de filtres PTR, TEP et RCV : 50 cm,
• entre les locaux des déminéraliseurs et le local classé zone verte : 70 cm,
• entre les locaux des déminéraliseurs et le couloir de service : 80 cm,
• entre les locaux contenant les bâches de stockage TEP et le couloir : 80 cm,
• entre les locaux des bâches de stockage TEP et l’extérieure (zone surveillée) : 90 cm.
2.9. ECRANS DE PROTECTION DU BATIMENT DES AUXILIAIRES DE SAUVEGARDE (BAS)
En fonctionnement normal, seule une partie du système d’injection de sécurité (RIS) peut être contaminée.
Dans les divisions 1 et 4, les locaux des pompes RIS et des pompes EVU sont séparés par une épaisseur de voile de 50 cm.
2.10. ECRANS DE PROTECTION DU BATIMENT DE TRAITEMENT DES EFFLUENTS (BTE)
La définition des écrans pour le BTE tient compte de l’analyse du REX des meilleures tranches du parc en exploitation (cf. section 12.4.2.3.2.7). L’autre évolution par rapport au palier N4 est l’accolement du BTE au BAN dans le cas de Flamanville 3.
3. VENTILATION
Les systèmes de ventilation sont conçus afin de garantir une faible exposition professionnelle aux radiations. Ils sont décrits au sous- chapitre 9.4.
3.1. BATIMENT COMBUSTIBLE, BATIMENT DES AUXILIAIRES NUCLEAIRES,
BATIMENTS DE SAUVEGARDE
Un des objectifs des systèmes de ventilation du Bâtiment des Auxiliaires Nucléaires, du Bâtiment Combustible (voir section 9.4.2) et de la partie mécanique des Bâtiments des Auxiliaires de Sauvegarde (voir section 9.4.6) est de :
• limiter la concentration d’aérosols et de gaz radioactifs dans l’atmosphère des locaux ;
• garantir, en fonctionnement normal, que la contamination atmosphérique ne se propage pas des locaux potentiellement contaminés vers des locaux potentiellement moins contaminés.
Certains locaux sont considérés comme des locaux à risque iode. Les exigences spécifiques de ventilation de ces locaux sont décrites à la section 9.4.1.
3.2. BATIMENT REACTEUR
L’exposition aux radiations causée par l’accès au Bâtiment Réacteur tranche en puissance est influencée par la radioactivité de l’air.
La concentration en nucléides radioactifs dans l’atmosphère de l’enceinte lors du fonctionnement du réacteur est déterminée par la concentration de ces nucléides dans le fluide primaire et par le taux de fuite primaire. La production d’Argon-41 par activation neutronique à proximité de la cuve du réacteur contribue également à la contamination atmosphérique.
Afin de limiter l’exposition interne, le Bâtiment Réacteur est divisé en un compartiment équipements (composée des principaux éléments du circuit primaire) et un espace de service où l’accès tranche en fonctionnement est possible avec des tenues de base.
Les systèmes de ventilation du BR sont conçus pour maintenir un confinement dynamique entre le compartiment équipements et l’espace de service. Une barrière de pression est créée et aucun
Cette conception répond à l’objectif d’absence de contamination interne.
Le système de filtration interne (voir section 9.4.4) est mis en service selon le niveau d’activité dans le compartiment matériel. Il maintient alors un confinement dynamique entre le compartiment équipements et l’espace de service lorsqu’il n’y a pas d’accès au Bâtiment Réacteur. Il réduit également les aérosols et la contamination par iode actif dans le compartiment équipements grâce aux filtres THE et aux pièges à iode.
En préparation de l’accès au BR tranche en fonctionnement et lors de la période d’accès, le Système de Ventilation de Balayage de l’Enceinte, circuit petit débit (voir section 9.4.5), maintient un confinement dynamique entre le compartiment équipements et l’espace de service en circuit ouvert. Ceci permet de réduire l’activité de l’air due à la présence de gaz nobles (Kripton-85 et Xenon-133 en particulier) et de Tritium (vapeurs d’eau tritiée).
L’air extrait du compartiment équipements est rejeté à la cheminée après passage sur filtre THE et piège à iode.
En début d’arrêt à froid, le Système de Ventilation de Balayage de l’Enceinte, circuit grand débit (voir section 9.4.5), réalise une rapide ventilation de balayage du compartiment équipements afin de réduire la concentration de produits de fission ou d’activation dans l’atmosphère du compartiment équipements, pour permettre l’accès dans des conditions de sécurité optimales et dans les meilleurs délais après l’arrêt à froid du réacteur. Un confinement dynamique entre le compartiment équipements et l’espace de service est assuré par le Système de Ventilation de Balayage de l’Enceinte, circuits petit débit et grand débit.
En arrêt à froid, à l’exception de cette phase, aucun confinement n’est requis entre le compartiment équipements et l’espace de service.
Le Système de Ventilation Continue de l’Enceinte (voir section 9.4.3) n’a pas de fonction de confinement dynamique. Cependant, il contribue à la limitation de l’exposition professionnelle aux radiations : il fait circuler l’air indépendamment dans le compartiment équipements et l’espace de service et réduit la valeur de tritium par condensation de l’humidité dans les batteries froides.
Afin d’assurer la surveillance en continu des débits de dose des locaux, des chaînes de mesure fixes et mobiles sont utilisées.
Ces chaînes de surveillance permettent d’assurer plusieurs types de fonctions :
• surveillance de l’installation : en fonctionnement normal et en conditions accidentelles avec des débits de dose importants,
• radioprotection du personnel quand le risque est localisé.
4.1. SURVEILLANCE DES LOCAUX
Les chaînes de surveillance servent à mesurer le débit d’équivalent de dose ambiant d’un local ou d’une zone de travail. Elles sont utilisées pour réaliser des cartographies et mesurer le débit d’équivalent de dose à l’endroit de l’intervention, en particulier pour s’assurer qu’il est conforme à la prévision.
4.2. SURVEILLANCE DU PERSONNEL
Les appareils de contrôle radiologique permettent de vérifier l’absence de contamination des personnes en sortie de la zone contrôlée et du site ; ils constituent les barrières successives pour éviter la dissémination de la radioactivité par le personnel.
• Contrôleur mains pieds (CMP)
Il détecte une contamination potentielle des mains ou des pieds. En général, un compteur proportionnel à circulation de gaz détecte les rayonnements bêta.
• C1 : portique de contrôle entre la zone contrôlée et le vestiaire chaud
Le rôle de cet appareil est de détecter une contamination vestimentaire (ou corporelle).
• C2 : portique de contrôle entre les vestiaires chaud et froid Cet appareil détecte la contamination grâce à des compteurs proportionnels, sensibles aux rayonnements bêtas.
• CP0 : contrôleur de petits objets
Associé au C2, le CP0 permet de contrôler les petits matériels grâce à des détecteurs sensibles aux rayonnements gamma.
• C3 : portique de sortie de site
L’absence de dissémination de contamination à l’extérieur du site est contrôlée à l’aide de détecteurs sensibles aux rayonnements gamma (C3).
4. SURVEILLANCE DES LOCAUX ET DU PERSONNEL
5. SURVEILLANCE DE LA TRANCHE
5.1.EXIGENCES DE SURETE
5.1.1. Fonctions de sûreté
Le KRT participe à assurer la fonction fondamentale de sûreté de « Confinement des substances radioactives » en contribuant aux trois fonctions suivantes :
• « Confiner l’activité dans les générateurs de vapeur »,
• « Garantir l’intégrité de l’enceinte »,
• « Confiner les substances radioactives dans des zones sensibles en dehors de l’enceinte ».
5.1.2.Critères fonctionnels
A l’aide de points de mesure adaptés, le KRT contrôle l’intégrité des barrières de confinement et permet de lancer les actions nécessaires au contrôle de l’activité.
5.1.3.Exigences relatives à la conception
5.1.3.1.Exigences issues du classement de Sûreté Classement de sûreté
Le classement fonctionnel du système KRT doit être conforme aux exigences indiquées dans le sous-chapitre 3.2. Chaque chaîne KRT bénéficie de son propre classement fonctionnel.
Critère de défaillance unique
Le critère de défaillance unique doit être appliqué aux composants actifs assurant une fonction F1 afin de garantir un degré suffisant de redondance.
Alimentations électriques secourues
Les chaînes KRT classées F1 doivent être secourues par une alimentation électrique sans-coupure.
Qualification aux conditions de fonctionnement
Les équipements du système doivent être qualifiés pour rester fonctionnels dans les conditions normales et accidentelles d’exploitation et assurer leur mission de sûreté, conformément aux exigences indiquées dans le sous-chapitre 3.7.
Classements mécaniques, électriques et contrôle-commande Le système doit être classé mécaniquement, électriquement, en contrôle-commande en accord avec le classement décrit au sous- chapitre 3.2.
Classement sismique
On se reportera au sous-chapitre 3.2.
Essais périodiques
Les essais périodiques seront réalisés sur les composants assurant des fonctions de sûreté (F1 et F2) afin de contrôler leur disponibilité avec un degré suffisant de confiance.
5.1.3.2. Autres exigences réglementaires
Le système devra respecter les exigences générales du sous-chapitre 1.7 et notamment celles des Directives Techniques (voir section 3.1.2).
Les exigences spécifiques au système KRT sont les exigences de l’Arrêté du 26 novembre 1999 « relatif aux prescriptions techniques générales relatives aux limites et modalités des prélèvements et rejets soumis à autorisation, effectués par les INB ».
5.1.3.3. Agressions
Le KRT doit être protégé contre les agressions internes et externes, conformément aux exigences définies dans les sous-chapitres 3.3 et 3.4.
5.2. ROLE DU SYSTEME
Le KRT contribue au maintien de la sûreté de la centrale, tant pendant un fonctionnement normal qu’en situation accidentelle. Il garantit également la sécurité du personnel d’exploitation.
Les missions de fonctionnement des installations fixes de surveillance de tranche du système KRT sont principalement les suivantes :
• le contrôle du procédé (contrôle des barrières de confinement),
• la disponibilité pour le diagnostic pendant des situations incidentelles,
• le contrôle des effluents radioactifs liquides et gazeux.
Le contrôle de zone et du personnel est assuré par des chaînes fixes et mobiles (Voir chapitre 12.3.4.).
5.3. BASES DE CONCEPTION
Afin de répondre à ses missions d’exploitation, aux critères fonctionnels et aux exigences réglementaires, un certain nombre de chaînes KRT ont été définies. Elles surveillent l’ensemble du procédé.
Une chaîne KRT remplit en général une mission.
Les fonctions (réalisées par les chaînes KRT) prévues pour répondre aux exigences de sûreté sont :
Surveillance de l’activité sur la ventilation EBA :
Le KRT permet de mesurer l’activité sur la ventilation EBA petit-débit, d’une part et EBA grand-débit d’autre part. Lorsque ces ventilations sont en service, le KRT initie, en cas de rejet radioactif dans l’enceinte, les actions automatiques d’isolement de ces ventilations.
Les mesures KRT sur les ventilations EBA assurent ainsi le confinement du Bâtiment Réacteur en cas de rejet radioactif dans l’enceinte.
Surveillance de l’activité du compartiment équipement du BR : Les chaînes KRT permettent de détecter tout rejet radioactif dans le compartiment équipement du BR. Ces chaînes initient la mise en service automatique du système EVF de filtration interne de l’enceinte.
Surveillance des zones de manutention combustible dans le BK : Les chaînes KRT permettent la détection d’activité dans la zone de manutention combustible du BK. Cette détection d’activité initie les actions automatiques nécessaires pour limiter les rejets radioactifs en cas d’accident de manutention du combustible.
Surveillance de la zone de manutention combustible dans le BR : Les chaînes KRT permettent la détection d’activité dans la zone de manutention combustible du BR. Cette détection d’activité initie les actions automatiques nécessaires pour limiter les rejets radioactifs en cas d’accident de manutention du combustible ou d’APRP petite brèche TAM ouvert.
Surveillance des Générateurs de vapeur :
Les chaînes KRT permettent de surveiller l’activité du secondaire, et de détecter une fuite sur les GV :
• mesures d’activité de l’eau des purges GV via le circuit d’échantillonnage. Ces chaînes permettent également d’identifier le GV présentant une fuite,
• mesures de l’activité du circuit vapeur principale VVP. En puissance, ces chaînes permettent également de quantifier la fuite en l/h,
• mesures de l’activité des incondensables extraits du condenseur CVI.
Surveillance de l’activité des ventilations du BAN, BK et BAS : Les chaînes KRT permettent de détecter une augmentation d’activité dans la zone concernée, et d’initier un basculement automatique sur piège à iode de l’extraction DWN avant rejet à la cheminée.
Surveillance du débit de dose dans la salle de commande principale : Les chaînes KRT contrôlent l’entrée d’air de la salle de commande principale et activent en cas de besoin le piège à iode DCL pour maintenir l’habitabilité en salle de commande.
Isolement de l’enceinte BR :
Si des piquages KRT traversent l’enceinte du BR, les vannes d’isolement KRT de ces piquages se fermeront dès réception des ordres d’ « isolement enceinte ».
Surveillance des rejets :
Les chaînes KRT permettent de vérifier le respect des limites réglementaires, pour les rejets et limites spécifiques à l’EPR (rejets gazeux). Les modalités de rejet sont décrites au sous-chapitre 11.1.7).
Surveillance des puisards BAN, BK, BAS :
pour répondre aux principales exigences fonctionnelles et réglementaires. Les chaînes remplissant uniquement des fonctions de « surveillance des locaux » sont étudiées dans le chapitre 12.3.4 du Rapport Préliminaire de Sûreté.
5.4. DESCRIPTION DU SYSTEME –
CARACTERISTIQUES DES EQUIPEMENTS
Les équipements du KRT sont détaillés dans la section 7.5.7.
Les équipements sont conçus afin d’être faciles à manipuler, à installer et à démonter.
Les équipements dans les zones contrôlées sont disposés de telle manière que les inspections, la maintenance, les réparations ou, si nécessaire, les remplacements sont possibles tout en se conformant aux principes de protection contre les rayonnements ionisants.
Les équipements et leurs éléments sont disposés de telle manière qu’ils soient faciles d’accès pour l’entretien et la maintenance. Un espace suffisant est prévu de manière à réaliser ces travaux sans gêne ni exposition inutile (l’installation prévoit le blindage temporaire et les équipements auxiliaires).
La plupart des chaînes fixes sont composées des éléments suivants : Localement :
• un détecteur : il est adapté au type de produit radioactif que le procédé est susceptible de générer,
• la chaîne est protégée contre le bruit de fond, ou elle en tient compte,
• quand cela est nécessaire, la chaîne est équipée d’une source locale de radiation permettant de vérifier le bon comportement de toute la chaîne KRT, de la détection à l’information dans la Salle de Commande Principale,
• quand cela est nécessaire, le débit à travers les détecteurs est contrôlé afin d’activer une alarme lorsque le prélèvement sur le procédé n’est pas assez important pour une mesure précise,
• le retour d’expérience concernant l’installation des chaînes gaz et aérosols KRT est important.
Dans le bâtiment électrique :
• les alimentations électriques,
• un module de traitement du signal,
• un indicateur donnant la valeur du signal et les dépassements de seuil lorsque les informations de la Salle de Commande Principale sont indisponibles.
Dans la salle de commande principale :
• les valeurs mesurées et les alarmes sont disponibles en salle de commande ; si nécessaire, la défaillance d’une chaîne KRT sera clairement affichée en salle de commande,
• les graphiques de contrôle, les commandes et les données de mesure sont disponibles,
• les mesures sont enregistrées et archivées.
5.5. PHENOMENES PHYSIQUES
DETERMINANT LE FONCTIONNEMENT
5.5.1. Fonctionnement Normal
Une chaîne de contrôle des radiations doit réaliser ses fonctions de détection, d’alarme, de mesure ou de contrôle pour chaque configuration de la tranche pour laquelle elle a été conçue : ceci définit le “mode de fonctionnement normal” de la chaîne.
Selon la chaîne, le “mode de fonctionnement normal” peut être n’importe laquelle des différentes configurations de tranche :
• fonctionnement en puissance,
5.5.2. Fonctionnement dans des conditions dégradées
Le mode de fonctionnement “dans des conditions dégradées”
correspond au fonctionnement du KRT lors d’une perte d’alimentation, d’une perte de système CC ou d’une perte du fluide surveillé.
• Défaillance des sources d’alimentation :
- les chaînes F1 sont alimentées par des alimentations électriques sans-coupures,
- si une chaîne de mesure KRT n’est plus fiable à cause d’une perte d’alimentation électrique, les seuils d’alarme de la chaîne KRT et les actions automatiques éventuelles sont inhibés.
• Perte du Contrôle-Commande classé EE2 et NC:
- les mesures, alarmes fonctionnelles et les informations transmises à la Salle de Commande via les matériels de Contrôle-Commande EE2 et NC sont indisponibles dans la salle de commande,
- les mesures et les alarmes « Seuils d’activité dépassés » restent disponibles localement (localement signifie dans le bâtiment électrique),
- les fonctions F1 sont alimentées par une alimentation électrique sans-coupure.
• Défaillance des fluides contrôlés :
Les mesures d’activité sont déclarées non-représentatives lorsque le débit du fluide prélevé est insuffisant. Ces conditions dégradées peuvent être la conséquence d’une défaillance matérielle ou d’une perte de source électrique.
5.6. ANALYSE PRELIMINAIRE DE SURETE
5.6.1. Conformité avec la réglementation
Le système est conforme à la réglementation générale en vigueur (voir sous-chapitre 1.7).
5.6.2. Respect des critères fonctionnels
Le KRT contribue au confinement des matières radioactives en :
• fournissant des informations permettant d’établir l’état de la centrale dans des conditions de fonctionnement normal, perturbé et accidentel,
• fournissant des informations pour l’enregistrement des données pertinentes du procédé,
• permettant de lancer, quand cela est nécessaire, des actions automatiques ou manuelles, lorsque des seuils sont dépassés.
5.6.3. Conformité aux exigences de conception
5.6.3.1. Classements de sûreté
La conformité de la conception et de la réalisation des matériels et équipements aux exigences découlant des règles de classement est détaillée dans le sous-chapitre 3.2.
5.6.3.2. CDU ou Redondance
Les dispositions de construction répondent aux exigences présentées à la section 12.3.5.1.3.1.
5.6.3.3. Qualification
Les matériels sont qualifiés conformément aux exigences décrites dans le sous-chapitre 3.7.
5.6.3.4. Contrôle-commande
La conformité de la conception et de la réalisation du contrôle commande aux exigences découlant des règles de classement est détaillée dans le sous-chapitre 3.2.
5.6.3.5. Alimentations électriques secourues
Tous les consommateurs électriques F1A du circuit sont alimentés par des tableaux électriques secourus.
5.6.3.6. Autres exigences réglementaires
Les chaînes KRT, qui seront spécifiées lors des études détaillées, permettront de vérifier le respect des limites de rejets réglementaires, pour les rejets et limites spécifiques à l’EPR (rejets gazeux).
5.6.3.7. Agressions
La prise en compte des exigences relatives aux fonctions F1 est précisée dans le tableau 12.3 TAB 2).
La prise en compte des exigences relatives aux fonctions F2 sera précisée au cas par cas lors des études détaillées.
5.6.3.8. Essais, surveillance et maintenance
Les détecteurs sont montés de manière à être facilement accessibles pour les inspections périodiques lors du fonctionnement.
5.6.4. Essais
Les chaînes classées de sûreté sont soumises à des Essais Périodiques.
Les essais réalisés pendant le fonctionnement de la tranche ne devront pas perturber le fonctionnement normal de la tranche, et ils ne devront pas empêcher la mise en œuvre réussie des actions de sauvegarde le cas échéant.
Les essais périodiques ont pour but de contrôler la disponibilité de la chaîne de mesure.
Certains paramètres seront contrôlés au titre de la qualité ou de la maintenance conformément à la doctrine des Essais Périodiques.
Les chaînes KRT mesurant l’activité du BR en situation normale peuvent être installées en dehors du BR. Dans ce cas, ces chaînes devront disposer de leurs propres vannes d’isolement enceinte. Ces vannes devront être testées selon la procédure générale de test de l’isolement de l’enceinte.
5.6.5. Inspections et maintenance
Les détecteurs sont montés de telle manière qu’ils sont facilement accessibles pour les inspections périodiques en service.
La maintenance peut être réalisée tranche en fonctionnement ou pendant les arrêts de tranche. La maintenance réalisée tranche en fonctionnement ne doit pas perturber le fonctionnement normal de la tranche ni empêcher la bonne mise en œuvre des actions de sauvegarde pouvant être nécessaires.
La maintenance sera réalisée conformément aux instructions et aux directives mentionnées dans les Guides d’Entretien et d’Exploitation du fabricant.
5.7. SCHEMAS MECANIQUES FONCTIONNELS
Ultérieurement.
TAB 1 : PRINCIPALES CHAINES KRT
Désignation fonctionnelle des systèmes opératoires contrôlés
Objectif de la mesure Information, Traitement, Action initiés par une alarme de niveau haut Vannes d’Isolement, Soupapes et
conduits de sûreté du Circuit de Vapeur Principal
VVP Contrôle de la radioactivité du circuit de vapeur principal - détection et quantification des fuites primaires-secondaires
Alarmes enregistrées
Système d’échantillonnage nucléaire, échantillons secondaires
REN/APG Mesure de l’activité liquide du générateur de vapeur - détection de fuite sur chaque GV
Alarmes enregistrées
Condenseur CVI Activité du gaz extrait du
condenseur - détection de fuite primaire secondaire
Alarmes enregistrées
Circuit de réfrigération intermédiaire RRI Contrôle des fuites dans le circuit de réfrigération intermédiaire
Alarmes enregistrées Traitement des effluents gazeux TEG Contrôle la radioactivité en amont du
lit de décroissance de gaz
Contrôle la radioactivité en aval du lit de décroissance de gaz
Alarmes enregistrées
Hall piscine BK
BK
Contrôle l’activité de l’aire de manutention - confinement de l’activité en cas d’accident
Alarmes enregistrées, isolement automatique de la ventilation DWK au soufflage et à l’extraction Hall piscine BR
BR
Contrôle l’activité de l’aire de manutention combustible - confinement de l’activité en cas d’accident
Alarmes enregistrées, isolement automatique : de l’EBA opérationnel, de la ventilation DWK face au TAM, du soufflage à travers les sas et le TAM Compartiment équipement de
l’enceinte
EVR Contrôle l’atmosphère de l’enceinte Alarmes enregistrées et mise en service automatique de EVF Mesure « haute activité » de
l’enceinte
BR Contrôle l’activité élevée dans l’atmosphère de l’enceinte en environnement accidentel
Alarmes enregistrées
Système de ventilation du balayage
de l’enceinte EBA
Grand-débit
Contrôle des rejets en dehors de l’enceinte
Alarmes enregistrées, fermeture automatique des vannes EBA grand- débit
EBA Petit-débit
Contrôle des rejets en dehors de l’enceinte
Alarmes enregistrées, fermeture automatique des vannes EBA petit- débit
Système de ventilation de l’espace
entre enceinte EDE Contrôle des rejets en dehors de
l’espace entre enceinte
Enregistré Système de ventilation du bâtiment
des auxiliaires nucléaires (cellule 1,
cellule 2, cellule 3) DWN
Contrôle de l’activité de l’air dans
les conduits de ventilation Alarmes enregistrées et passage automatique sur file iode
Système de ventilation du bâtiment combustible et du BAS (cellule 4,
cellule 5, cellule 6) DWK / DWL
Contrôle de l’activité de l’air dans les conduits de ventilation
Alarmes enregistrées et passage automatique sur file iode
