Sûreté et sécurité du Réacteur TRIGA au sein de CNESTEN

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I. Généralités sur les réacteurs nucléaires

i.  Naissance des réacteurs nucléaires

Définition 

Les réacteurs nucléaires sont les systèmes énergétiques principaux des centrales électronucléaires. Ils jouent le rôle des chaudières dans les centrales thermiques à vapeur. Le combustible utilisé dans les cœurs de ces réacteurs, est généralement constitué de la Matière fissile (uranium par exemple). Le cœur d’un réacteur est conçu de telle sorte qu’il puisse exploiter et contrôler la réaction en chaîne sans qu’elle conduise à un effet d’avalanche pouvant faire fondre toutes les barrières de sécurité du réacteur. Les réacteurs nucléaires peuvent être classés en deux principales catégories : (i) les réacteurs de puissance, fonctionnant à des puissances élevées, et dont le but essentiel est d’exploiter la grande quantité de chaleur, générée par le cœur, dans la production de l’électricité, et (ii) les réacteurs de faible puissance variant de 0 jusqu’à 20 MW thermiques. Ces réacteurs sont souvent appelés des réacteurs de recherche. Ils sont essentiellement destinés à la recherche scientifique.

Figure 1: Réacteur de puissance - REP
Figure 1: Réacteur de puissance – REP

Un petit nombre de réacteurs, principalement ceux qui sont utilisés pour la recherche et la production d’isotopes médicaux, utilisent l’uranium hautement enrichi (UHE;-dessus de 20% de 235U). En 1970, plus de 150 réacteurs utilisent l’UHE comme combustibles; Aujourd’hui, le nombre a diminué en raison des programmes internationaux créés pour réduire l’utilisation de l’UHE. Beaucoup de ces réacteurs ont été convertis pour fonctionner avec de l’uranium faiblement enrichi.

Naissance des réacteurs nucléaires

La croissance économique d’après-guerre nécessite une abondante et fiable source d’énergie. Par conséquent, Les états unis d’Amérique, le Royaume Unis, la France et l’Union soviétique ont commencés à appliquer les connaissances qu’ils avaient acquises sur l’énergie atomique dans les années 1940 à l’utilisation pacifique de production de l’énergie nucléaire. En 1953 le président des états unis Dwight Eisenhower a fait appel à une coopération international pour le développement de l’énergie nucléaire pour l’usage civile (atom for peace).

Le premier réacteur de la production d’énergie nucléaire pour un usage intérieur a été développé en union soviétique. C’était le réacteur RBMK (le Centrale nucléaire de Beloïarsk NPP) à Obninsk en 1954. Cette centrale utilise un réacteur refroidie à  l’eau, alimentée par l’uranium naturel et il avait un noyau de graphite. Après près de 48 années de fonctionnement, il a été fermé en 2002. En 1956 l’union soviétique a développé le  premier réacteur rapide du monde ; développe aussi en 1950 un navire qui fonction avec un réacteur nucléaire sous le nom « The Vladimir Lénine ».

En 1954, L’Autorité britannique de l’énergie atomique (UKAEA) a donné le feu vert pour le développement des technologies nucléaire pour usage civile. 2 ans plus tard, une station nucléaire à Calder Hall a été liée au réseau national d’électricité. Les deux réacteurs à Calder Hall utilisé un prototype du réacteur refroidi au gaz Magnox, qui a été utilisé dans 11  autres stations au Royaume-Uni, ainsi que dans une centrale au Japon et une en Italie. Les réacteurs Magnox ont un modérateur de graphite et utilisent le CO2 comme fluide de refroidissement sous pression. En 1964, le réacteur avancé refroidi au gaz (AGR) a remplacé la conception de Magnox au Royaume-Uni. 7 centrales nucléaires électriques, utilisant respectivement deux réacteurs AGR, ont finalement été construites au Royaume-Uni.

Figure 2: Schéma du réacteur magnox
Figure 2: Schéma du réacteur magnox

Les états unis fondé la commission de l’énergie atomique (ANC) en 1946 pour promouvoir et réguler l’énergie nucléaire. L’ANC a commencé à partir de 1954 à donner des licences aux sociétés privées pour construire et exploiter les centrales nucléaires. En 1957 The Duquesne Light a commencé à exploiter la première grande centrale nucléaire du pays à Shipping-port, Pennsylvanie. Avant 1966, moins de dix réacteurs ont été commandés; entre 1966 et 1967 plus de 40 réacteurs ont été commandés. Les commandes des centrales nucléaires aux Etats-Unis ont atteint leur sommet entre 1972 et 1973.

La France a adopté une approche indépendante à la fois pour la production nucléaire d’électricité et  pour le domaine militaire en dehors de l’Organisation du Traité de l’Atlantique Nord(OTAN). Son réacteur graphite-gaz, était dans la conception de Magnox au Royaume-Uni, mais la gaine du combustible a été faite à partir d’un alliage de magnésium-zirconium. Le premier réacteur de ce type- le G-2 (Marcoule) – a été mis en ligne en 1959. Neuf unités basées sur cette conception ont finalement été construit.

L’industrie nucléaire canadienne a choisi d’utiliser « l’eau lourde », qui est une combinaison de deutérium et oxygène (D2O), en tant que modérateur .Plusieurs réacteurs ont finalement été construits en utilisant l’eau lourde, notamment le réacteur NRX à Chalk River, en Ontario.

Entre 1954 et 1973, le EACL construit quatre réacteurs à eau lourde, dont le nom a été utilisé CANDU (CANada Deutérium Uranium). Parmi les caractéristiques du CANDU, l’utilisation efficace de l’uranium. EACL a fourni des réacteurs au Canada et les a exportés à certains autres pays du monde.

En outre, en 1942, le premier réacteur nucléaire de la recherche scientifique « la Chicago Pile-1 » à l’université de Chicago a vu le jour. Après 16 ans de travail, la compagnie américaine « General Atomics » arrive à créer le premier réacteur TRIGA (1958). Aujourd’hui plus de 200 réacteurs de recherche sont en fonction dans plus de 60 pays.

ii. Réacteur nucléaire de la recherche

Actuellement plusieurs unités de recherche, hôpitaux ainsi que des universités dans le monde sont équipés de réacteurs nucléaires de faible puissance connus par des réacteurs de recherche. Ils sont caractérisés par des marges de sécurité assez convenables pour être utilisés dans des milieux urbains. Ces réacteurs fournissent une source de neutrons qui permet aux scientifiques et aux ingénieurs d’effectuer des recherches fondamentales et appliquées. Dans la majorité des cas, ces recherches consistent à utiliser des faisceaux de neutrons pour mieux comprendre la structure des matériaux et mettre au point des matériaux avancés destinés pour des produits de consommation.

Figure 3: Le " CROCUS " au siens de l'école polytechnique de Lausanne, suisse
Figure 3: Le  » CROCUS  » au siens de l’école polytechnique de Lausanne, suisse

Les matières radioactives sont une partie essentielle de la recherche biomédicale sur les causes et les traitements pour les maladies comme le sida, le cancer et la maladie d’Alzheimer.

L’industrie de l’agriculture fait usage de rayonnement pour améliorer la production alimentaire et de l’emballage. Les grains de plantes, par exemple, ont été exposés à un rayonnement pour provoquer de nouveaux et meilleurs types de plantes. Plus de 800 nouvelles variétés de cultures plus résistantes, plus résistantes aux maladies – y compris les arachides, les tomates, les oignons, le riz, les haricots et l’orge – ont été développés dans les laboratoires de recherche agricole par l’utilisation de matières radioactives.

Mais, Généralement le réacteur de recherche est un réacteur nucléaire qui est utilisé principalement comme une source de neutrons pour la recherche et le développement de la filière électronucléaire par l’étude du comportement des matériaux et des combustibles nucléaires face à des sollicitations neutroniques ou thermohydraulique.

Il existe dans la famille des réacteurs nucléaire de recherche 5 sous familles :

  • Les réacteurs à faisceaux de neutrons
  • Les réacteurs d’irradiation
  • Les maquettes critiques
  • Les réacteurs d’études des accidents graves
  • Les réacteurs d’enseignement

Aujourd’hui, plus de 200 réacteurs de recherche sont mis en service dans plus de 30 pays, mais qu’une quarantaine de ces réacteurs ont une puissance significative.

II.  Le réacteur TRIGA du Centre d’études nucléaires de Maâmora (CENM)

i. Genèse du CENM

Suite au développement de la recherche scientifique et de l’industrie nucléaire à travers le monde, l’état marocain a décidé à son tour de se lancer dans ce secteur, en fondant le centre National de l’Energie des Sciences et des Techniques Nucléaires, qui a franchi plusieurs étapes avant d’aboutir au positionnement national et international.

On cite les étapes et les événements clés :

1995-2003 : La pré-fondation

  • Préparation de la construction du CENM ;
  • Positionnement scientifique du CNESTEN dans ses domaines d’intervention stratégique (santé, eau, industrie, environnement et sûreté)
  • Formation des équipes scientifiques ;
  • Réalisation des Laboratoires de Madinat Al Irfane (1997).

2004 – 2010 : Premier pas :

  • Mise en service des installations du CENM ;
  • Développement des partenariats portant sur la recherche et les prestations de services avec les opérateurs publics et privés ;
  • Positionnement régional en Afrique en matière de formation et recherche en sciences et techniques nucléaires.

2011 – 2015 : Le positionnement national et international :

Depuis 2011, le CNESTEN a entamé une nouvelle phase de développement caractérisée par sa volonté de :

  • Consolider son positionnement scientifique dans les secteurs prioritaires (santé, environnement, eau, mines, industrie,…) ;
  • Valoriser scientifiquement et commercialement toutes les installations du CENM en particulier l’utilisation du réacteur dans la production des radios pharmaceutiques (l’Iode 131) le plus utilisé par les services de médecine nucléaire et les analyses par les neutrons ainsi que la formation en technologie des réacteurs;
  • Affirmer son rôle de leader au niveau de l’Afrique à travers la consécration de son partenariat avec l’Agence Internationale de l’Énergie Atomique (AIEA) et la coopération bilatérale avec les Etats-Unis d’Amérique et la France.
  • Œuvrer pour la contractualisation de ses plans de développement avec les Pouvoirs Publics.

ii. Présentation du CENM

Situé à 22 Km au Nord-Est de Rabat et à 15 Km au Sud-ouest de Kénitra dans la forêt de la Maâmora, le Centre National de l’Energie, des Sciences et des Techniques Nucléaires (CNESTEN) est un établissement public à caractère scientifique, technique et commercial. Placé sous la tutelle du Ministère de l’Energie, des Mines, de l’Eau et de l’Environnement et administré par un Conseil d’Administration présidé par le Chef de Gouvernement. Ses missions principales sont:

  • Promouvoir la recherche scientifique et les applications des techniques nucléaires dans les divers secteurs socio-économiques du pays.
  • Préparer les bases technologiques nécessaires à l’introduction de l’électronucléaire.
  • Constituer l’outil technique de l’état en matière de sûreté et sécurité radiologique.

1. Divers département

Le centre d’Etudes Nucléaires de la Maâmora est un complexe technologique abritant un réacteur nucléaire de recherche et 5 modules scientifiques:

1.1. Département Réacteur (Module R)

C’est le premier réacteur au Maroc, c’est un réacteur de type Triga Mark II, de puissance 2 MWth.

Les activités qui sont liées à ce réacteur sont les suivantes :

  • Exploitation et maintenance du TRIGA du CENM
  • Expérimentation autour du TRIGA
  • Utilisation des canaux latéraux du TRIGA au profit des chercheurs dans différents domaines : physique du solide, chimie, archéologie, géologie.
  • Recherche en physique nucléaire, physique du solide et physique des réacteurs
  • Veille technologique en électronucléaire
  • Formation en physique des réacteurs
Figure 5: Prototype de l'institut CNESTEN
Figure 5: Prototype de l’institut CNESTEN
1.2 Division des applications aux sciences du vivant (Module L)

Elle propose aux services de médecine nucléaire une gamme variée de produits radio-pharmaceutiques. Les laboratoires du Module L du CENM assurent la production d’une multitude de produits et ont des objectifs à atteindre:

  • Recherche, développement, production et fourniture des produits radio Pharmaceutiques et des trousses pour les dosages radio- immunologiques;
  • Etudes pharmacologiques et pharmacocinétiques faisant appel au marquage radioactif;
  • Recherches appliquées dans les domaines de la santé publique : cancérologie, endocrinologie, maladies infectieuses, sécurité alimentaire;
  • Formation et assistance au profit des services de médecine nucléaire et des laboratoires d’analyses radio-immunologiques.
1.3 Département d’Instrumentation et Applications Industrielles des Rayonnements Ionisants (Module T)

Ses missions principales sont :

  • Contrôle qualité des produits et processus industriels;
  • Expertise, formation, certification normalisation et conseil dans le domaine des essais non destructifs (radiographie, ultrasons, magnétoscopie, courant de Foucault et ressuage);
  • Contribution à l’entretien des grands ouvrages: désenvasement des barrages, contrôle et gestion des ouvrages d’art….
  • Traitement d’images et de signal;
  • Conception et développement des cartes électroniques et d’instrumentation nucléaire.
1.4 Département des Applications dans les Sciences de la Terre et de l’Environnement (Module A)

Ses missions principales sont:

  • Contribution à une gestion durable des ressources en eau: mécanisme de fonctionnement des aquifères, minéralisation et pollution des nappes, origines des eaux thermales;
  • Contribution à une gestion durable de la ressource « sol »: étude de l’érosion et l’aménagement des bassins versants, caractérisation géochimiques des sols, évaluation de l’état et le suivi spatio-temporel des polluants dans le sol;
  • Etude des relations sol-plante par les techniques nucléaires : utilisation de la discrimination isotopique comme outil de sélection, d’évaluation de la fertilité du sol, étude de l’efficience agronomique des phosphates naturelles;
  • Géochimie et géochronologie: datation par les méthodes nucléaires, cartographie géologiques et géochimiques, bilan géochimique des bassins versants.
1.5 Département de Gestion des Déchets Radioactifs (Module D)

La gestion des déchets radioactifs se place aux premières occupations du CNESTEN. Pour cette raison, le CNESTEN a déployé tous ses efforts afin de concevoir le module D avec grande délicatesse.

Parmi les missions du module D:

  • La gestion des déchets radioactifs : elle consiste à faire la collecte et le traitement des déchets radioactifs à l’échelle nationale et leur conditionnement.
  • La formation en gestion des déchets radioactifs au profit des utilisateurs nationaux et étrangers.
  • La veille technologique en matière de gestions des déchets radioactifs notamment ceux liés au lancement d’un programme d’électronucléaire national.
  • Etude et recherche sur les procédés d’enrobage de déchets dans différentes matrices.
1.6 Pôle Sûreté et sécurité (Module S)
  • Le Module S, spécialisé dans la surveillance radiologique du personnel, le contrôle des installations et la surveillance de l’environnement, a pour missions principales:
  • La surveillance radiologique et chimique de l’environnement du site du CENM;
  • L’étude d’impacts radiologiques et chimiques des rejets atmosphériques et des effluents liquides ;
  • L’intervention en situation d’incident ou d’accident radiologique;
  • La radioprotection opérationnelle des installations;
  • L’évaluation des risques radiologiques au niveau d’un poste de travail ou d’une installation;
  • Le contrôle radiologique dans ou autour d’installations médicales, industrielles, minières, etc.
  • La dosimétrie individuelle et de zones;
  • La formation, l’expertise.

iii Présentation des réacteurs TRIGA

Conçu et réalisé par la compagnie américaine Générale Atomics (GA) en 1958, TRIGA (Training Research Isotope General Atomics) est devenu l’un des classes des réacteurs de recherche les plus utilisés au monde. Ils sont refroidis à l’eau et principalement par le mécanisme de convection naturelle. Ils sont caractérisés par une sécurité intrinsèque et un encombrement très réduit. Le royaume du Maroc est l’un des pays qui sont dotés de cette filière de réacteurs ; il s’agit du réacteur TRIGA MARK II installé au Centre d’Etude Nucléaire de la Maâmora (CENM) fonctionnant à une puissance nominale de 2MW. L’acquisition de ce réacteur était dans le but de promouvoir la technologie nucléaire dans le pays et l’exploitation du flux neutronique dans la production des radio-isotopes utilisés dans les diagnostics médicaux et la biologie ainsi que dans des applications industrielles et agricoles.

General Atomics a développé jusqu’aujourd’hui 3 générations de réacteur TRIGA c’est les TRIGA MARK I, TRIGA MARK II puis TRIGA MARK III.

Figure 6 : Distribution des TRIGA dans le monde
Figure 6 : Distribution des TRIGA dans le monde

III. La sûreté et la sécurité au sein du CENM

i. Sécurité du personnel

Afin de préserver la santé des travailleurs, le CNESTEN mène des actions de prévention pour réduire les facteurs de risques professionnels. Ces actions sont définies à la suite de l’évaluation des risques menée tous les ans pour chaque poste de travail.

Depuis sa création en 2008, le CNESTEN s’investit dans la maîtrise des risques induits par les rayonnements ionisants pour les salariés, le public et l’environnement. La radioprotection repose sur trois principes fondamentaux :

  • La justification des pratiques : l’utilisation des rayonnements ionisants est justifiée lorsque le bénéfice qu’elle peut apporter est supérieur aux inconvénients qu’elle peut engendrer.
  • L’optimisation de la protection : les matériels, les procédés et l’organisation du travail doivent être conçus de telle sorte que les expositions individuelles et collectives soient aussi faibles que raisonnablement possible.
  • La limitation des doses individuelles : les expositions individuelles font l’objet de limites de doses réglementaires.

Leur mise en œuvre opérationnelle s’appuie sur :

  • Le principe d’équité : à métier équivalent, la répartition des doses individuelles doit être équitable, de façon à minimiser les écarts dosimétriques entre les travailleurs.
  • Le principe d’équivalence : les dispositions de protection radiologique et le niveau de surveillance du personnel sont les mêmes pour tous les travailleurs exposés

L’amélioration continue de la radioprotection fait partie intégrante de la politique du CNESTEN en matière de sécurité. Ce principe de radioprotection se concrétise en utilisant des dosimètres qui permettent de mesurer l’exposition externe chez les travailleurs. La dosimétrie de référence dite « passive » repose sur l’évaluation de la dose cumulée par le travailleur sur une période prédéfinie. Ces dosimètres permettent de mesurer l’exposition due aux rayonnements bêta, X et gamma, tandis que la dosimétrie opérationnelle dite « active » permet de mesurer en temps réel l’exposition des travailleurs. Elle est assurée au moyen d’un dosimètre électronique à alarme sonore. Chaque travailleur peut, à tout instant, connaître la dose qu’il reçoit lors de travaux sous rayonnements ionisants.

Une part importante des formations dispensées chaque année au CNESTEN est consacrée à l’acquisition et au maintien des connaissances et des compétences en sécurité. Une sensibilisation à la sécurité au CNESTEN est dispensée dans chaque centre aux nouveaux arrivants.

Outre les formations spécifiques pour les missions sécurité des préventeurs (chef d’installation, ingénieur et animateur sécurité, personne compétente en radioprotection…), des formations relatives aux risques particuliers (chimique, biologique, lasers, radiologiques…) sont suivies en complément pour assurer la maîtrise des risques au poste de travail. Des formations de sauveteur-secouriste au travail sont également proposées.

Le CNESTEN met aussi à la disposition des travailleurs un service de santé qui assure la surveillance régulière de l’état de santé des travailleurs. Chaque travailleur a, suivant son activité, une visite médicale au minimum tous les deux ans. Le médecin du travail, tenu au secret médical, vérifie l’aptitude à occuper son poste de travail et s’assure de son bon état de santé général. En cas de pathologie suspectée, le travailleur est adressé à son médecin traitant.

ii Protection Physique du Site

La protection des sites et du patrimoine scientifique et technique est un impératif majeur pour toute organisation nucléaire à travers le monde. Aujourd’hui, plusieurs approches ont été prises en compte afin de maintenir la sûreté au sein de l’organisation.

Figure 7: Site du CNESTEN
Figure 7: Site du CNESTEN

Cette maîtrise de la sûreté s’appuie sur un ensemble de dispositions, aussi bien organisationnelles que techniques, en élaborant une politique de dénonciation qui permettra de signaler tout acte malveillant au sein de l’organisation et qui aidera sans doute à éviter la divulgation des informations secrètes ; sans oublier la communication inter-fonctionnel entre les divers départements qui assure la collectivité du travail, ce qui renforce encore plus la sûreté de l’établissement. Ces dispositions sont cadrées par une politique de sûreté développée et notifiée à tous les niveaux.

Pour venir en appui à cette politique, des standards et des objectifs de sûreté ont été fixés dans le référentiel interne de sûreté du CNESTEN et dans les plans triennaux successifs  d’amélioration de la sûreté nucléaire et de la sécurité. Les ressources nécessaires à l’atteinte de ces objectifs ont été mises en place. Cette politique vise à assurer la cohérence des objectifs de sûreté avec les exigences réglementaires.

D’autre part, les agents de sécurité du CNESTEN assurent 24 heures sur 24, 7 jours sur 7 des missions de sécurité des personnes  dans les domaines de la protection physique, de l’incendie et du secours à personnes. Lors de leur recrutement, ces agents bénéficient d’une formation d’intégration opérationnelle de six semaines pour compléter leurs acquis dans les métiers d’agent de sécurité armé, de lutte contre l’incendie et d’équipier en secours à victime. Ce maintien des acquis comprend des formations, des entraînements et des exercices. Des examens professionnels leur permettent d’évoluer vers des fonctions d’agent de sécurité confirmé, de chef de groupe ou de chef de brigade.

Afin de tester l’organisation et la réactivité des équipes, des exercices sont organisés en interne CNESTEN en coordination avec la gendarmerie royale. Ils sont déclenchés de manière inopinée ou dans le cadre d’actions programmées. Le nombre d’exercices a été sensiblement accru en 2013.

Dans le cadre de conventions particulières, des locaux du CNESTEN sont mis à la disposition des fonctionnaires de la GENDARMERIE ROYALE pour des entraînements et des exercices communs.

Afin de garantir une réactivité optimale en cas de situation d’urgence, le CNESTEN s’appuie sur un dispositif d’astreinte et de permanence, constitué de personnels prêts à intervenir 24 heures sur 24, 7 jours sur 7, et à se mobiliser dans les plus brefs délais au profit de la gestion de crise. Des moyens d’alerte dédiés permettent d’acheminer les messages urgents et les éventuelles demandes de mobilisation.

iii. Gestion des déchets radioactifs

L’exploitation des installations génère des déchets radioactifs, qui contiennent des radionucléides potentiellement dangereux pour la population et l’environnement ; et pour se protéger de ces risques, la bonne gestion des déchets radioactifs demeure indispensable. Et pour cela, chaque état doit élaborer une stratégie nationale adaptée à la nature et à la quantité des déchets radioactifs se trouvant dans l’état. Mais que signifie le mot « déchet radioactif » ?

On appelle déchet radioactif toute matière radioactive qui ne peut plus être ni recyclée ni réutilisée. Les radionucléides contenus dans les déchets radioactifs peuvent être d’origines artificielles, comme le Césium 137, ou d’origine naturelle, comme le Radium 226.

Il existe 5 catégories de déchets radioactifs :

  • Les déchets de très faible activité (TFA) issus principalement du démantèlement des installations nucléaires : gravats, bétons, ferrailles. Leur radioactivité décroit de manière significative en une dizaine d’années
  • De faible et moyenne activité à vie courte (FMA-VC) : il s’agit essentiellement des déchets liés à la maintenance des installations nucléaires. Une partie provient aussi des hôpitaux ou des laboratoires de recherche. Ce sont des objets contaminés comme des gants, des filtres, des résines… Leur radioactivité décroit de manière significative en 300 ans environ.
  • Les déchets de faible activité à vie longue (FA-VL) : cette catégorie couvre les déchets radifères (contenant du radium) provenant de minéraux utilisés dans certaines industries et les déchets de graphite issus du démantèlement des réacteurs nucléaires de 1ère génération.
  • De moyenne activité à vie longue (MA-VL), issus du traitement des combustibles usés des centrales nucléaires : structures qui entourent les combustibles usés (coques et embouts) et effluents liquides issus du procédé de retraitement.
  • Les déchets de haute activité à vie longue (HA-VL) correspondent aux déchets issus du traitement des combustibles nucléaires usés : ils contiennent les « produits de fission » et les « actinides mineurs » formés par les réactions nucléaires dans le combustible lors de son séjour en réacteur. Leur durée de vie peut s’étendre sur plusieurs milliers, voire plusieurs millions d’années.

Concernant la gestion des déchets radioactifs au sein du CNESTEN, l’état Marocaine a mis en place des installations adaptées aux secteurs de la santé, de l’industrie et de la recherche. Ainsi que la formation des ressources humaines spécialisées qui travaillent en collaboration avec les autorités nationales de la radioprotection, les universités marocaines, et les partenaires étrangers.

Selon les statistiques du Centre National de Radioprotection (CNRP), plus de 300 sources radioactives ont été recensées dont 15% ont été collectées par le CNESNTEN, 39% ont été exportés, et 46% sont en attente d’enlèvement. Ces sources usées sont répartis comme suit :

  • 53% dans l’industrie
  • 35% dans le secteur médical
  • 12% dans le secteur d’enseignement et de recherche

Pour gérer les déchets radioactifs, le CNESTEN procède de la façon suivante :

Une fois les déchets sont récupérés par le CENM, les équipes commencent à trier ces déchets en déchets compactables et non compactables, leurs compactage et entreposage se fait dans un fût de 120 litres. Concernant les déchets liquides aqueux, on procède d’une évaporation par compagne de 5 mètres cubes puis le conditionnement du concentrât dans une matrice de ciment, et enfin un entreposage contrôlé et sécurisé. Quant aux déchets organiques, on procède à leur solidification et conditionnement dans une matrice de ciment (fût de 120 litres) puis à entreposage.

iv. Cyber sécurité

Suite à l’évolution du domaine informatique à travers le monde, le taux des cyber menaces augmente de plus en plus, ce qui nécessite plusieurs démarches afin d’éviter ce genre de menaces. La démarche engagée pour la sécurisation des postes de travail en complément de la protection des serveurs et des infrastructures informatiques se poursuit. Les attaques évoluées qui utilisent toutes les interfaces disponibles sur les postes de travail (Internet, messagerie électronique, supports amovibles) imposent un renforcement de la protection de ces postes. La stratégie de protection repose sur une analyse du risque qui a conduit à :

  • Appliquer des mesures génériques de protection à tous les terminaux utilisateurs (double navigateur Internet, mécanismes standard de durcissement de la configuration, restriction d’accès à Internet ou à la messagerie) ;
  • Appliquer des mesures renforcées pour certains postes, dont ceux utilisés par l’exploitation informatique, qui représentent une cible de choix pour les cyberattaques (aucune activité Internet, aucune activité messagerie, restriction des supports amovibles) ;
  • Garantir une supervision centralisée et exhaustive de l’activité des terminaux en complément de celle des serveurs et des équipements de sécurité.

Cette démarche prend en compte la diversité des composants d’un système d’information. Les règles de sécurisation génériques s’appliquent sans difficulté à la majorité des postes de travail. Cependant, certains d’entre eux nécessitent des mesures spécifiques, comme l’isolement vis-à-vis des réseaux communicants.

IV. Conception mécanique sureté et sécurité du TRIGA MARK II

i. Description générale

Le cœur du réacteur TRIGA du CENM se situe à proximité du fond d’une cuve en aluminium remplie d’eau, de 2.44m de diamètre et d’environ 8.84m de profondeur et entourée d’une structure en béton armé (voir figure 8). Ce réacteur est équipe d’un réflecteur en graphite, de quatre canaux neutroniques et d’une colonne thermique. L’eau constitue un blindage adéquat au sommet de la cuve. Les mécanismes de commande des barres sont montés sur un pont construit sur la partie supérieure de la cuve.

Le réacteur est contrôlé et commandé par un système de contrôle-commande informatisé de pointe, avec écran graphique, auto-vérification, et enregistrement automatique des informations vitales. Le réacteur peut être actionné en mode stationnaire, soit par commande manuelle, soit par commande automatique. Le combustible du réacteur TRIGA se caractérise par sa sûreté intrinsèque, une rétention élevée des produits de fission, et une capacité éprouvée à résister aux trempes à l’eau sans aucune réaction adverse à des températures allant jusqu’à 1100ºC.

Figure 8 : Schéma du réacteur TRIGA-CENM
Figure 8 : Schéma du réacteur TRIGA-CENM

1. La sûreté intrinsèque du Triga

L’expérience universellement acquise en matière d’exploitation des réacteurs TRIGA similaires, a prouvé la sûreté intrinsèque de ce type de réacteurs. Cette sûreté est due à l’important coefficient de température négatif instantané caractéristique des éléments modérateur-combustible en alliage uranium-hydrure de Zirconium. Lorsque la température du combustible augmente, ce coefficient compense immédiatement les insertions de réactivité. Il en résulte un mécanisme où les excursions de puissance se terminent rapidement et en toute sécurité.

2. Le cœur du réacteur.

Le cœur du réacteur se compose d’un réseau hexagonal de 121 emplacements dont 101 emplacements sont réservés au combustible : 94 éléments modérateurs-combustibles, 2 éléments combustibles instrumentés pour mesurer la température, cinq barres de contrôles avec prolongateurs combustibles.

3. Les plaques supérieure, inférieure et de sécurité

La plaque supérieure de diamètre d’environ 55.254 cm et de 3.175 cm d’épaisseur est constituée de l’aluminium. Elle permet de positionner de façon très précise les composants du cœur dans le sens latéral. La plaque est anodisée de façon à résister à l’usure et à la corrosion. 121 trous, dont le diamètre est 3.82 cm, sont forés dans la plaque supérieure. De petits trous réalisés en diverses positions de la grille supérieure permettant d’insérer des tubes fins dans le cœur pour mesurer le flux, la température de l’eau de refroidissement, etc.

Il est possible de retirer une section hexagonale du centre de la plaque supérieure afin d’insérer des échantillons allant jusqu’à 11.2 cm de diamètre dans la zone de flux maximum.

Figure 8: Arrangement typique des éléments combustibles
Figure 8: Arrangement typique des éléments combustibles

La plaque inférieure de forme hexagonale se compose d’une plaque en aluminium, de 3.175 cm d’épaisseur, qui supporte tout le poids du cœur et établit un espacement précis entre les éléments modérateur-combustible. Elle est attachée à la partie inférieure du réflecteur par six boulons de diamètre 0.925 cm en acier inoxydable. 109 trous de diamètre 3.175 cm de la plaque inférieure sont alignés avec les trous des éléments combustibles dans la plaque supérieure.

La plaque de sécurité est destinée à assurer le maintien des barres de réglage au sein du cœur. Il s’agit d’une plaque en aluminium de 2.5 cm d’épaisseur, boulonnée à une virole qui est soudée au revêtement intérieur du réflecteur et placée à 41.1 cm en dessous de la partie supérieure de la plaque inférieure.

ii. Matériaux du réacteur

Les matériaux utilisés dans le réacteur qui sont critiques de point de vue sûreté sont le combustible et sa gaine. La partie active de chaque élément modérateur-combustible, illustrée dans la figure (10), est d’environ 3.63 cm de diamètre sur 38.1 cm de long. Le combustible se compose d’un mélange solide et homogène d’un alliage uranium-hydrure de zirconium contenant environ 8.5% en poids d’uranium enrichi à 20%. Le rapport entre les atomes d’hydrogène et les atomes de zirconium est de l’ordre de 1.6. Pour faciliter l’hydruration, un petit trou est foré dans le centre de la section active du combustible et une barre de zirconium est insérée dans ce trou après la fin de l’hydruration.

Chaque élément est enveloppé par une gaine en acier inoxydable de 0.051cm d’épaisseur.

Deux sections de graphite sont insérées dans la gaine, une au-dessus et une en dessous du combustible, afin de servir de réflecteurs inférieur et supérieur du cœur. Les embouts en acier inoxydable sont fixés aux deux extrémités de la gaine, de sorte que la longueur totale de l’élément combustible est d’environ 75.2 cm. L’embout inférieur soutient l’élément modérateur-combustible sur la plaque inférieure.

L’embout supérieur se compose d’une tige permettant de fixer l’outil de manutention du combustible ainsi qu’une pièce d’écartement triangulaire qui permet à l’eau de refroidissement de s’écouler via la plaque supérieur. Les matériaux utilisés dans les autres composants vitaux du réacteur sont illustrés dans le tableau (1).

 

Composant

 Variation

Cuve de réacteur

Aluminium 6061-T6

Grille supérieur, inférieur et de sûreté Aluminium 6061-T6 Tuyauterie convection naturelle Aluminium 6061-T6 Canaux d’irradiation section intérieur Aluminium 6061-T6 Canaux d’irradiation section extérieur SS-18-8 Guide des barres de contrôle Aluminium 6061-T6 Absorbant des barres de contrôle B4C Blindage du réacteur Béton armé de haute densité
Tableau 1 : Matériaux du réacteur  TRIGA MARK II

iii. Barre de contrôle

Le contrôle du réacteur est assuré par l’intermédiaire de cinq barres absorbantes de neutrons. Ces barres contiennent un prolongateur combustible qui a les mêmes caractéristiques d’un combustible TRIGA standard (Figure 11), l’ensemble est gainé dans un tube en acier inoxydables SS-304 de longueur 109 cm et de diamètre 3.4 cm. La partie absorbante est constituée de 38.1cm de carbure de bore sous forme solide. Les parties inférieures et supérieures sont occupées d’un espace rempli d’air de 16.5 cm.

Figure 10: Assemblage élément combustible-gaine en acier inoxydable avec raccords en triflute
Figure 10: Assemblage élément combustible-gaine en acier inoxydable avec raccords en triflute

Des éléments factices en graphite occupent les positions des grilles qui ne sont pas occupées par les éléments modérateurs-combustibles ou par d’autres composants du cœur.

Ces éléments ont les mêmes dimensions que les éléments modérateurs-combustibles, mais ils sont complètement remplis du graphite. Ces éléments servent à diminuer le volume d’eau entre le cœur et le réflecteur en graphite afin de ne pas dégrader le flux de neutrons dans le réflecteur et dans le râtelier à échantillon rotatif ainsi que dans les tubes d’irradiation.

Radialement, le graphite est d’une épaisseur d’environ 21 cm, d’un diamètre extérieur d’environ 94 cm, d’une hauteur d’environ 53 cm et son périmètre intérieur est de forme hexagonale avec une distance entre les faces d’environ 53 cm. Une couche de plomb de 6.3 cm d’épaisseur entoure le graphite pour réduire l’échauffement par rayon gamma du béton de protection. Le plomb ne recouvre pas l’ouverture des tubes d’irradiation. Le graphite et le plomb sont dans une enveloppe étanche en aluminium soudé.

Figure 11: barre de contrôle avec prolongement
Figure 11: barre de contrôle avec prolongement

iv. Mécanismes de refroidissement

1. Le refroidissement

A partir du fond du cœur, l’eau s’infiltre à travers les orifices de la grille inférieure, puis elle s’écoule à travers la partie non-chauffée (réflecteur en graphite inférieur), ensuite elle passe à travers la partie active du combustible, puis la zone supérieure (réflecteur en graphite supérieur) et finalement quitte le canal à travers les trous de la plaque supérieure. Dans les systèmes basés sur la circulation naturelle, comme dans le cas du réacteur TRIGA, le mécanisme de refroidissement est similaire à un effet de thermosiphon qui s’établit naturellement par la circulation de l’eau de refroidissement entre les assemblages combustibles. En effet, le gradient de température résultant du flux de chaleur dans le cœur du réacteur induit la variation de la densité de l’eau. Les gradients de densité génèrent une force motrice qui fait circuler le fluide caloporteur du bas vers le haut, d’où le refroidissement du cœur par convection naturelle.

Figure 12: Convection naturelle dans le cœur du réacteur TRIGA
Figure 12: Convection naturelle dans le cœur du réacteur TRIGA

L’eau de la piscine où le cœur du réacteur est submergé, est refroidie à son tour au moyen d’un circuit de réfrigération comportant un échangeur de chaleur relié au circuit secondaire comprenant des réfrigérants atmosphériques. Le circuit secondaire est équipé de détecteurs conçus pour mesurer l’activité de l’eau moyennant des prélèvements périodiques. Ce qui permet la détection de toute contamination éventuelle de l’eau secondaire.

2. Instrumentations de mesures

Un système de mesure des températures et des pressions dans le circuit primaire est installé de façon à connaitre les grandeurs physiques caractéristiques du refroidissement du réacteur. Ce qui permet le déclenchement des actions de sécurité si les limites admises sont atteintes.

Les conditions de refroidissement du cœur du réacteur sont telles qu’il ne puisse pas y avoir un assèchement des éléments combustibles pour les conditions de puissance et de débit correspondant aux limites de déclenchement des actions de sécurité.

Figure 13: Boucles de refroidissement du réacteur TRIGA typique
Figure 13: Boucles de refroidissement du réacteur TRIGA typique

V. Conclusion

Les réacteurs nucléaires « TRIGA », sont des réacteurs destinés principalement aux recherches scientifiques, et à la production des radios isotopes. Plusieurs pays à travers le monde possèdent ce type de réacteur, et le Maroc en fait partie aujourd’hui.

En 2008, le premier réacteur nucléaire au Maroc a vu le jour, c’est un réacteur de type « TRIGA MARK II », installé au Centre d’Etudes Nucléaires de Mâamoura (CENM).

Cette institution a pour but de développer la recherche nucléaire au Maroc, et de produire les radios isotopes pour les centres de radiologie à travers le royaume.

Puisque l’utilisation des matières nucléaires représente un danger sur la population, le centre d’étude nucléaire a mis en disposition plusieurs moyens techniques et logistiques afin de maintenir la sécurité au sein de l’institution.

Les réacteurs TRIGA sont aussi connus par leur sécurité intrinsèque, qui se concrétise par leurs conception mécanique qui maintien le bon fonctionnement du réacteur.

VI. Référence

i. Bibliographie

  • Vincent Jones, Manhattan: The Army and the Atomic Bomb, Washington, D.C., United States Army Center of Military History,‎ 1985, p. 195–196. (en)
  •  WINS Report 2014 : Unit 2. (en)
  •  WNA Information Paper # 61: Research Reactors. (en)
  •  CFX-4. 1997. User Manual. AEA Technology, http://www.software.aeat.com/cfx.default.asp. (en)
  • Erradi, L., and Essadki, H. 2001. Analysis of safety limits of the Moroccan TRIGA MARK II research reactor. Radiation Physics and Chemistry, 61 : 777-779. (en)
  • GA. 1993. Safety Analysis Report for the Moroccan 2MW TRIGA MARK II Reactor. (en)
  • Dossier n°5 Déchet radioactive au Maroc: industries.ma. (fr)
  • Rapport d’activité Equipe Radiation et systèmes Nucléaires – Faculté des sciences de Tétouan – Avril 2009 – Pr. Tarek El BARDOUNI (fr)
  • Report Nuclear regulation that everyon can trust – Korean Nuclear Safety and Security Commission – 2015 (en)
  • Nuclear Safety Parameters of TRIGA Reactor – M. RAVNIK (en)

ii. Webographie

Auteurs


Ce travaille a été réaliser par les étudiants :

  • ATTAR Anas
  • ABOUABID Hamza

Sous l’encadrement du professeur SAYOUTY ELHassan

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