Savoir et comprendre

Présentation

A chaque étape formelle de la vie d’une installation nucléaire de base, de sa construction à l’arrêt de l’installation, en passant par sa mise en « service » et son fonctionnement, correspond une évaluation de sûreté :
 

A la demande de l’autorité de sûreté, l’IRSN peut être amené à formuler des avis en amont sur la base d’un dossier de sûreté : ce fut le cas de l’installation ITER. Préfigurant le rapport préliminaire de sûreté, il correspond au stade d’un avant-projet et comprend :
 

• une présentation des fonctions que doit assurer la future installation ;
• une description préliminaire de l’installation et de ses risques (avec les principales options envisagées en matière de sûreté et de radioprotection) ;
• une première étude des accidents envisageables et de leurs conséquences sur l’environnement.

Le cas d’ITER
 

Pour pouvoir installer ITER sur le site de Cadarache, le CEA, porteur du projet en France avant la création de l’exploitant nucléaire « ITER organisation »,  a réalisé un dossier d’options de sûreté (DOS). Pour ce faire, il s’est appuyé sur la documentation émise par le « Joint Central Team » et a déterminé, en liaison avec cette équipe internationale, les modifications et compléments nécessaires pour adapter la conception d’ITER au site de Cadarache (prise en compte des séismes en particulier) et tenir compte des spécificités françaises en matière de sûreté (par exemple, la gestion des déchets très faiblement actifs).
 

Ce dossier d’options de sûreté a été examiné par l’IRSN qui a présenté les résultats de son expertise devant un groupe d’experts réuni à la demande de la Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (DGSNR, aujourd’hui l’ASN : autorité de sûreté nucléaire ). L’avis de ce groupe permanent a permis à la DGSNR de prendre position sur les options de sûreté proposées.
 

Les principales matières radioactives présentes sont le tritium (quelques kilos) et les matières radioactives issues de la réaction des neutrons avec les matériaux des structures environnants le plasma, dits « produits d’activation », (environ 1020 Bq après 20 ans d’exploitation).

L’expertise de l’IRSN a traité les différents risques associés à l’installation ITER :
 

1- Les risques d’exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants liés au tritium, aux neutrons et aux produits d’activation constituent les dangers majeurs de cette installation. Ils ont conduit le CEA à prévoir des systèmes de confinement et des écrans de protection radiologique mais également l’utilisation d’outils robotisés pour réaliser des opérations de maintenance et d’inspection. Ces dispositions permettent de limiter les doses reçues par les travailleurs à des valeurs inférieures à 10 mSv par an. Ceci devra être confirmé après avoir approfondi l’inventaire des produits d’activation et précisé le domaine de fonctionnement de l’installation (puissance maximale…).
 

2- Pour prévenir les risques de tumeurs pulmonaires liés à l’inhalation des poussières de béryllium, le CEA a prévu la mise en place de système de confinement et le nettoyage périodique des zones concernées. Ces poussières seront produites par l’impact des particules issues de la réaction de fusion sur la paroi torique. Elles seront mélangées avec des poussières de tungstène et de carbone, autres matériaux constitutifs de la paroi.

3- Les poussières de béryllium, de tungstène ou de carbone peuvent, dans certaines conditions, conduire à une explosion. Les conditions d’explosion d’un mélange de ces poussières devront être approfondies. Par ailleurs, l’adéquation des dispositions retenues (surveillance du taux de fuite du cryostat,…) pour maîtriser les risques d’explosion liés à la formation d’ozone en cas d’entrée d’air dans le cryostat, système de refroidissement des bobines magnétiques, devra être montrée.
 

4- Les risques liés aux dégagements thermiques dus aux rayonnements issus de la décroissance radioactive des produits d’activation sont relativement peu importants. Pour évacuer cette chaleur d’une puissance d’environ 10 MW,  le CEA a retenu des circuits de refroidissement redondants, pouvant en outre fonctionner en convection naturelle.
 

5- A l’égard des risques sismiques, le CEA a prévu de dimensionner l’installation en utilisant les mouvements du sol calculés selon les règles françaises les plus récentes, plus contraignants que ceux retenus pour le site générique.
 

6- L’accident le plus sévère pouvant affecter l’installation, une grosse brèche sur le circuit de refroidissement cumulée à une perte de l’alimentation électrique externe au site, conduirait à une dose faible pour les personnes du public, inférieure à 0,2 mSv. L’étude des accidents envisageables devra être poursuivie.
 

7- Les rejets d’effluents en fonctionnement normal seront principalement constitués de tritium et conduiraient à un impact sanitaire faible, de l’ordre du µSv/an pour les personnes du public.
 

8- L’essentiel des déchets résultant de l’exploitation puis du démantèlement de l’installation seront des déchets de très faible, faible ou moyenne activité. Les caractéristiques de ces déchets seront précisées lorsque l’inventaire des produits d’activation aura été approfondi. Les modes de gestion de ces déchets devront être précisés dans les prochaines étapes de l’instruction de ce dossier.