Accident de criticité

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Flash bleu provoqué par un rayonnement ionisant, similaire à celui observé lors d'un accident de criticité.

Un accident de criticité désigne un accident nucléaire provoqué par une réaction nucléaire en chaîne involontaire et incontrôlée dans un combustible nucléaire fissile comme l'uranium ou le plutonium.

Mécanisme[modifier | modifier le code]

L’accident de criticité peut être défini comme étant une libération fortuite d’énergie survenant à la suite d’une réaction en chaîne de fissions. Une telle situation peut se produire dans une installation lorsque la quantité de matière fissile présente est supérieure à la masse critique qui dépend de la géométrie et des propriétés physico-chimiques du milieu considéré. L’excursion de puissance est accompagnée de l’émission intense de rayonnements neutrons et gamma ainsi que du relâchement de produits de fission.

Unité de mesure[modifier | modifier le code]

La grandeur décrivant la criticité d’un milieu est caractérisée par le coefficient de multiplication effectif (ou facteur de multiplication effectif du système) : k_{eff} du milieu, qui traduit un bilan neutronique entre les productions de neutrons par fissions et les pertes par absorptions et par fuites. C'est le rapport des nombres de neutrons correspondant à deux générations successives de neutrons, calculé sur la base du devenir d'une génération de neutrons (une analogie fidèle pourrait être faite avec la natalité d'un pays pour une génération donnée, si ce n'est qu'avec les neutrons, le temps de vie entre deux génération serait de l'ordre de la milliseconde)[1].

Selon que le k_{eff} est supérieur, égal ou inférieur à 1, le système est dit sur-critique, critique ou sous-critique.

Pour caractériser les écarts par rapport à une situation critique, la notion de « réactivité ρ » est souvent introduite.

Par définition, \rho=\frac{k_{eff}-1}{ k_{eff}} est une valeur sans unité s’exprimant de façon conventionnelle en pcm (pour cent mille).
Une unité plus physique et plus représentative de la réactivité est souvent utilisée : il s’agit du « Dollar » qui correspond à la proportion β de neutrons émis de façon retardée. Cette unité permet d’identifier, selon que ρ est inférieure ou supérieure à β, la nature des neutrons qui « piloteront » la dynamique d’un accident de criticité.

Conséquences[modifier | modifier le code]

L'accident peut être mortel pour les personnes à proximité du siège de l'accident ; elles développent généralement le syndrome d'irradiation aiguë (maladie des rayons) dans les heures suivantes. Dans les cas de manipulation manuelle, l'opérateur est généralement exposé à un équivalent de dose de plusieurs dizaines de sieverts et décède en quelques jours. On notera qu'un accident de criticité ne peut pas produire d'explosion nucléaire.

Une telle réaction, qui se déclenche brutalement dès que les conditions propices sont réunies, peut causer une irradiation grave, voire létale, des personnes se trouvant à proximité de l'équipement concerné, et conduire à une émission limitée de gaz radioactifs. Cependant, dans les configurations typiques des installations du cycle du combustible, elle n'induit pas de dégagement important d'énergie et, en tout état de cause, ne présente pas de caractère explosif[2].

Risques et causes d'un tel accident[modifier | modifier le code]

Ce risque peut se manifester à plusieurs stades du cycle du combustible nucléaire : dans l'usine d'enrichissement, lors du transport, du traitement de combustible irradié, de déchets nucléaire ou de l'utilisation de combustible.

L'accident peut être lié à une erreur humaine ou une à une défaillance d'un équipement durant laquelle un paramètre dépasse son seuil critique. Cet état peut être atteint par un non-respect de procédure (utilisation d'un conteneur de trop grand diamètre pour une solution concentrée de plutonium) ou de manipulation (transfert d'une solution concentrée dans un équipement de géométrie quelconque). Il peut aussi résulter d'une perte de géométrie (rupture de confinement) ou d'une agression externe (séisme, inondation).

Nucléaire civil[modifier | modifier le code]

Le risque d'accident de criticité existe lorsque les processus industriels traitent de plutonium et/ou d'uranium enrichi à plus de 1% en uranium 235[3].

Nucléaire militaire[modifier | modifier le code]

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Ce risque existe pour des assemblages massifs de matériaux fissiles, et dans des conditions favorables de ralentissement neutronique. Pour les quantités d'emploi courant, l'uranium ne soulève réellement des questions de criticité dans les processus industriels qu'au-delà d'un enrichissement de l'ordre de 20%, ce qui correspond à la limite généralement admise pour l'enrichissement d'uranium « à usage militaire ». Quand de tels matériaux (susceptibles d'occasionner un accident de criticité) sont impliqués dans un processus industriel, les masses assemblées en un même lieu ne doivent jamais excéder la masse critique du matériau considéré.

Prévention[modifier | modifier le code]

La physique nucléaire permet de prédire à partir de quelle valeur un paramètre (masse, diamètre, volume, concentration…) permet de rendre critique un équipement ou une installation, en fonction du type de combustible (uranium, plutonium), de sa nature (composé chimique, concentration lorsqu'il est dans une solution), de la géométrie de l'équipement et de son environnement. Ces calculs complexes, mettant en jeu des hypothèses pessimistes, permettent de vérifier a priori les procédures afin de s'assurer que la criticité ne puisse jamais être atteinte. Des marges amont et des mesures de sécurité adaptées sont prises pour se prémunir contre les erreurs humaines et les défaillances.

La discipline visant à prévenir l'accident de criticité est appelé criticité.

Prévention en France[modifier | modifier le code]

En France, le réacteur expérimental Silene[4] a été développé en 1974 pour étudier la phénoménologie et les conséquences d'un accident de criticité[5].

Outre un travail d'analyse de retour d'expérience fait à partir des données disponibles pour les accidents connus, des programmes expérimentaux d'études de la criticité ont été conduits (durant plus de 20 ans) par l'industrie nucléaire française (AREVA-NC,AREVA-NP) avec l'ANDRA et l'autorité de sûreté et l'IRSN, associant parfois des acteurs internationaux (US-DOE235[6] dans la « Station de criticité de Valduc » pour notamment qualifier les outils de calculs et les modèles, dans le cadre de plusieurs programmes de recherche dont

  • Le programme HTC (Haut Taux de Combustion),
  • Le programme PF (Produits de Fission)
  • Le programme MIRTE (Matériaux en Interaction et Réflexion Toutes Épaisseurs),

Cas réels connus[modifier | modifier le code]

Simulation (reconstitution) de l'accident de criticité (21 mai 1946) des suites duquel Louis Slotin est décédé

Selon une étude de l'IRSN d'octobre 2009, une soixantaine d’accidents de criticité ont été déclarés dans des installations nucléaires depuis 1945 : 39 sont survenus sur les réacteurs de recherche et dans les laboratoires sur des assemblages critiques, 22 dans les installations du cycle du combustible. Ces accidents n’ont pas provoqué de rejets radioactifs significatifs dans l’environnement, mais des irradiations importantes entraînant 19 décès dont 15 entre 1945 et 1971[7].

Des accidents de criticité se sont produits en contexte civil et militaire :

  • 21 août 1945, Laboratoire national de Los Alamos, Nouveau-Mexique (USA). Cet accident (Demon Core) provoque la mort de Harry Daghlian Jr..
  • 21 mai 1946, Laboratoire national de Los Alamos, Nouveau-Mexique (USA). Cet accident (Demon Core) provoque la mort de Louis Slotin.
  • 15 mars 1953, Complexe nucléaire Maïak. Amputation des jambes de l'un des deux opérateurs (décédé 35 ans après l'accident).
  • 21 avril 1957, Complexe nucléaire Maïak. Un opérateur est décédé 12 jours après l'accident (dose : 30 Gy), 5 autres opérateurs reçurent des doses estimées 3 Gy,
  • 2 janvier 1958, Complexe nucléaire Maïak. 3 opérateurs décédèrent 5-6 jours après, le 4e opérateur eut de graves problèmes de santé et perdit la vue quelques années plus tard.
  • 16 juin 1958, Oak Ridge, Y-12 National Security Complex, 1 personne vécut 14,5 ans, 1 personne vécut 17,5 ans, 5 en vie 29 ans après,
  • 15 octobre 1958, Institute of Nuclear Sciences à Vinca (Yougoslavie).
  • 30 décembre 1958, Laboratoire national de Los Alamos - Nouveau-Mexique (USA). L’opérateur reçut 120 Gy et décéda 36h00 après l’accident, 2 autres opérateurs reçurent une dose 1,34 et 0, 53 Gy.
  • 16 octobre 1959, Idaho Chemical Processing Plant.
  • 5 décembre 1960, Complexe nucléaire Maïak. 5 opérateurs reçurent des doses comprises entre 0,24 et 2 rem.
  • 14 juillet 1961, Siberian Chemical Combine. Un opérateur reçut 2 Gy, sans lésion clinique durable.
  • 7 avril 1962, Complexe nucléaire de Hanford. 3 personnes reçurent des doses importantes sans lésion clinique apparente.
  • 7 septembre 1962, Complexe nucléaire Maïak. Pas de personnel ayant subi des doses significatives.
  • 30 janvier 1963, Siberian Chemical Combine. 4 personnes se situant à environ 10 mètres du réservoir ont reçu des doses comprises entre 0,06 et 0,17 Gy.
  • 2 décembre 1963, Siberian Chemical Combine. Équivalent de dose maximale de 5 rem.
  • 24 juillet 1964, United Nuclear Fuels Recovery Plant.
  • 3 novembre 1965, Electrostal Machine Building Plant. Un opérateur situé à env. 4,5 m de la pompe reçut 3,4 rem.
  • 16 décembre 1965, Complexe nucléaire Maïak. 17 opérateurs reçurent des doses < 0,1 rem, 7 opérateurs < 0,2 rem et 3 opérateurs < 0,7 rem.
  • 10 décembre 1968, Complexe nucléaire Maïak. Le Chef d’atelier décéda 1 mois après l’accident (2450 rem), l’opérateur a perdu la vue et il fut amputé d’une main et des deux jambes (700 rem), 6 opérateurs reçurent des doses < 1,64 rem, 4 opérateurs < 0,15 rem.
  • 24 août 1970, Windscale Works – UK. Irradiation très faible de deux agents.
  • 17 octobre 1978, Idaho Chemical Processing Plant. 2 personnes faiblement irradiées.
  • 13 décembre 1978, Siberian Chemical Combine. Un opérateur reçut 2,5 Gy et 20 Gy au niveau des bras et des mains – amputation des bras et dégradation de la vue, 7 autres personnes reçurent des doses comprises entre 0,05 et 0,6 Gy.
  • 23 septembre 1983, Constituyentes (Argentine).
  • 15 mai 1997, Novosibirsk Chemical Concentration Plant. Doses insignifiantes.
  • 30 septembre 1999, JCO Fuel Fabrication Plant - Tokaimura Ibaraki (Japon).

Notes et références[modifier | modifier le code]

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Bibliographie[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]