Sûreté nucléaire

Nuclear Energy Agency

French
ISSN: 
1990-1593 (online)
ISSN: 
1990-1607 (print)
http://dx.doi.org/10.1787/19901593
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Une série d´études de l´Agence de l´énergie nucléaire portant sur divers aspects de la sûreté nucléaire.  Il s’agit d’actes de conférences ou de rapports analytiques.

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La sûreté du cycle du combustible nucléaire - Troisième édition

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La sûreté du cycle du combustible nucléaire - Troisième édition You do not have access to this content

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Author(s):
OECD, NEA
15 Nov 2005
Pages:
344
ISBN:
9789264014244 (PDF) ;9789264014237(print)
http://dx.doi.org/10.1787/9789264014244-fr

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On distingue habituellement deux phases dans le cycle du combustible nucléaire, l'amont et l'aval, qui recouvrent respectivement l'extraction et la préparation du combustible destiné aux réacteurs de puissance nucléaires, puis, la récupération, le traitement et la gestion du combustible irradié. Les installations utilisées pour ces activités bénéficient depuis plus de 50 ans de dossiers de sûreté complets et rigoureux préparés par les spécialistes et autorités de sûreté. Cette troisième édition de La sûreté du cycle du combustible nucléaire est une analyse de pointe en ce qui concerne la sûreté du cycle du combustible.

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  • Introduction et résumé
  • Le cycle du combustible nucléaire
  • Principes de sûreté
    Ce chapitre donne une vue générale de la philosophie développée pour conférer une sûreté élevée au cycle du combustible. Toutes les installations du cycle du combustible sont soumises à un contrôle réglementaire qui impose que la sécurité des travailleurs et des personnes du public soit prise en compte dans la conception, la construction, la mise en service, l’exploitation et le démantèlement de ces installations.
  • Généralités sur la sûreté
    Ce chapitre traite des questions générales de sûreté associées au cycle du combustible, y compris les risques de nature radiologique aussi bien que ceux de nature non-radiologique.
    Des actions malveillantes peuvent être dirigées contre des installations du cycle du combustible ou des transports de substances radioactives de la même manière qu’elles peuvent être dirigées vers n’importe quel produit, activité ou installation présentant un danger, comme des usines chimiques ou d’explosifs.
  • Sûreté de l'amont du cycle du combustible
    L’extraction et le traitement de l’uranium ne posent pas des problèmes de sûreté aussi difficiles que l’exploitation des réacteurs nucléaires et d’autres installations du cycle du combustible. Si l’on exclut les précautions nécessaires pour se protéger de la radioactivité du minerai, les mines d’uranium soulèvent les mêmes problèmes de sûreté et d’environnement que n’importe quelle autre mine.
  • Sûreté de l'entreposage des combustibles irradiés
    Plusieurs technologies sont actuellement utilisées pour l’entreposage du combustible irradié tant sur les sites qu’en dehors des réacteurs (figure 6.1). Des installations d’entreposage tant sous eau (piscine) qu’à sec (bâtiments et conteneurs) sont exploitées à l’échelle industrielle.
  • Sûreté du retraitement des combustibles
    Le retraitement du combustible irradié des centrales nucléaires électrogènes, qui consiste à
    séparer la matière fissile réutilisable et les produits de fission (PF) inutiles qu’il contient, s’effectue à échelle industrielle depuis environ 40 ans. La technique de séparation généralement adoptée est l’extraction liquide-liquide, réalisée avec de l’acide nitrique pour la phase aqueuse et du tributylphosphate (TBP) pour le solvant de la phase organique, selon le procédé PUREX.
  • Sûreté de la gestion des déchets radioactifs

    La gestion des déchets radioactifs requiert l’adoption d’un certain nombre de pratiques et de politiques, ayant toutes pour même objectif la manutention, l’entreposage et l’évacuation des déchets radioactifs en prenant toutes les précautions qui s’imposent pour empêcher toute exposition indue des personnes ou la contamination de l’environnement tant à court qu’à long terme.

  • Sûreté de l'entreposage des déchets sur site
    Il est nécessaire d’entreposer les déchets vitrifiés pendant la période comprise entre leur solidification et leur évacuation. Cette période peut durer jusqu’à plusieurs décennies, essentiellement pour permettre la décroissance de l’activité et du dégagement de chaleur à un niveau approprié pour l’évacuation.
  • Sûreté du démantèlement des installations nucléaires

    Le démantèlement est la dernière étape du cycle de vie d’une installation nucléaire. Le retrait des substances radioactives du procédé et des déchets radioactifs issus de l’exploitation normale devrait être l’ultime opération de l’arrêt d’une installation. Ensuite, durant la phase de démantèlement, la radioactivité restante doit être retirée en toute sécurité de l’installation grâce aux opérations de décontamination et de déconstruction, de sorte que l’installation puisse être démolie ou réaménagée afin d’être réutilisée.

  • Sûreté du transport des substances radioactives
    La réglementation de la sûreté des transports est bien développée et harmonisée au niveau international. Les situations accidentelles y ont été prises en compte dès l’origine façonnant ainsi une réglementation orientée sur la prévention d’une exposition inacceptable en cas de rejet de radioactivité ou de défaillance de la protection biologique lors d’un accident. Dans la pratique, les colis doivent rester sûrs dans des conditions spécifiées : précipitations, compression, collision, incendie et immersion.
  • Données de sûreté des installations du cycle du combustible
    La dose collective, lorsqu’elle est fournie ci-après pour une installation particulière, peut varier considérablement d’une année sur l’autre en fonction de nombreux paramètres. Ses tendances générales sont fournies en tant qu’indicateur de l’efficacité de la protection contre les rayonnements, c’est-à-dire de la capacité de l’exploitant à maîtriser la diffusion des rayonnements au moyen d’une exploitation et d’une maintenance efficace. La dose collective ne doit pas être utilisée dans ce cas comme un indicateur sanitaire.
  • Conclusions principales
    Depuis la dernière édition de ce rapport (1993), la situation a peu évolué, au sens où le nombre de centrales nucléaires n’a pas beaucoup augmenté. Pour l’essentiel, les besoins ayant été surestimés, la capacité de production est excédentaire. Ce à quoi il faut ajouter, facteur aggravant, des considérations politiques liées à l’acceptation du public.
  • Annexe 1
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