FR 3136584 A1 20231215 FR 2300882 A 20230131 PROCÉDÉ DE DÉTERMINATION D’UN TERME SOURCE D’ACCIDENT DE CRITICITÉ MINIMAL L’invention concerne un procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal, comportant les étapes suivantes : obtention d’un nombre de neutrons ou de photons de fuite DN au titre d’un accident de criticité minimal par détermination d’un nombre de fissions minimal V min , d’un nombre moyen de neutrons de fission minimal N min et d’un taux de fuite minimal des neutrons ou des photons D min de dispositifs respectifs dans une installation ; obtention, sur la base du nombre de neutrons ou de photons de fuite DN au titre de l’accident de criticité minimal et d’un spectre d’énergie du terme source d’accident de criticité minimal, d’un terme source de fuite correspondant à l’accident de criticité minimal. [Fig. 1] PROCÉDÉ DE DÉTERMINATION D’UN TERME SOURCE D’ACCIDENT DE CRITICITÉ MINIMAL La présente invention a trait au domaine de la définition d’un terme source d’accident de criticité et, plus particulièrement, à un procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal. État de la technique Conformément aux dispositions législatives et aux normes en matière de sûreté-criticité nucléaire portant sur le plutonium (Pu), l’uranium (U) et d’autres matières fissiles, notamment à la norme GB/T15146.9, il est impératif, dans une zone indépendante partout où des activités opérationnelles mettent en jeu des isotopes fissiles d’une masse totale supérieure à 700 g de 235 U, 520 g de 233 U, 450 g de plutonium ou 450 g d’un mélange quelconque de ces isotopes, d’évaluer la nécessité de mettre en place un système d’alarme d’accident de criticité. Dans une zone devant être couverte par l’alarme d’accident de criticité, il est nécessaire de prévoir des moyens de détection d’une dose de rayonnement cumulée ou d’un débit de dose cumulé excessifs (autrement dit, d’une dose de rayonnement cumulée ou d’un débit de dose cumulé qui dépassent un seuil), et d’émission d’un signal d’évacuation du personnel. Lors de la conception d’un système d’alarme de criticité, il faut que le système d’alarme de criticité soit capable de détecter l’accident de criticité minimal. L’importante question qui se pose alors est celle de la gravité de l’accident de criticité minimal, autrement dit de la valeur d’un terme source de l’accident de criticité minimal. Au vu de la complexité du mécanisme de survenue de l’accident de criticité minimal et de la diversité des conditions de travail (ci-après éventuellement dénommées "conditions"), la nature exacte de l’accident de criticité minimal reste à préciser. L’accident de criticité minimal en question est défini dans GB/T15146.9 dans les termes suivants : en l’espace de 60 secondes et en l’absence de blindage, la dose d’absorption totale de neutrons et de rayons gamma occasionnée à l’air libre à 2 mètres de la surface d’une matière réactive est de 0,20 Gy. Comme on peut le constater, cette définition évalue la gravité d’un accident à partir des conséquences de l’accident se manifestant dans un certain laps de temps. Des études montrent que certains accidents de criticité à faible réactivité d’introduction et lente montée en puissance sont exclus de la définition ci-dessus d’un accident de criticité minimal dans la norme GB/T15146.9. Or, l’irradiation à long terme est tout aussi nocive pour le corps humain. En termes pratiques, il conviendra donc d’appliquer une définition plus stricte de l’accident de criticité minimal, autrement dit d’abaisser la dose d’absorption dans GB/T15146.9. Dans la mesure où l’accident de criticité se caractérise par des nombres de fissions différents, des nombres moyens de neutrons de fission différents, des taux de fuite différents et des spectres d’énergie différents dans des conditions de travail différentes, il est possible que des combinaisons différentes de ces paramètres occasionnent le même accident en présentant toutefois des débits de dose différents au niveau du détecteur. Il s’ensuit que la détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal à enveloppe relative constitue une condition préalable nécessaire à l’identification précise et à la notification d’un accident de criticité, permettant de réduire le taux de signalements manqués d’accidents de criticité et de garantir avantageusement la protection des membres du personnel en matière de santé et de sécurité. Résumé Pour pallier le problème de l’état de la technique évoqué plus haut, un but de la présente invention est de proposer un procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal, susceptible de déterminer un terme source d’accident de criticité minimal à enveloppe relative, de couvrir des termes sources d’accident de criticité dans des conditions de travail diverses et de réduire le taux de signalements manqués d’identification de criticité. Ce procédé constitue donc une condition préalable nécessaire à l’identification précise et à la notification de l’accident de criticité et garantit avantageusement la protection des membres du personnel en matière de santé et de sécurité. Pour atteindre ce but, la présente invention propose un procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal, comportant les étapes suivantes : acquisition de caractéristiques globales de dispositifs dans une installation ; détermination, sur la base des caractéristiques globales, d’un nombre de fissions minimal V min et d’un nombre moyen de neutrons de fission minimal N min correspondant à un accident de criticité minimal stipulé par une norme, et d’un taux de fuite minimal des neutrons ou des photons D min de dispositifs respectifs dans l’installation ; et acquisition, selon la formule DN = V min x N min x D min , d’un nombre de neutrons ou de photons de fuite DN correspondant au titre de l’accident de criticité minimal ; calcul d’un spectre d’énergie des neutrons ou des photons correspondant dans chaque condition juste critique (également dénommée condition juste de criticité ou condition critique) ; calcul d’une dose d’absorption de rayonnement occasionnée par un seul neutron ou photon en vertu du spectre d’énergie correspondant ; adoption du spectre d’énergie des neutrons ou des photons correspondant occasionnant une dose d’absorption de rayonnement minimale comme spectre d’énergie du terme source d’accident de criticité minimal ; et obtention, sur la base du nombre de neutrons ou de photons de fuite DN correspondant au titre de l’accident de criticité minimal et du spectre d’énergie du terme source d’accident de criticité minimal, d’un terme source de fuite correspondant à l’accident de criticité minimal. Éventuellement, les caractéristiques globales des dispositifs dans l’installation comportent des formes des dispositifs respectifs dans l’installation et des limites maximale et minimale de concentration d’une charge. Éventuellement, l’étape d’acquisition des caractéristiques globales de dispositifs dans une installation ; détermination, sur la base des caractéristiques globales, d’un nombre de fissions minimal V min et d’un nombre moyen de neutrons de fission minimal N min correspondant à un accident de criticité minimal stipulé par une norme, et d’un taux de fuite minimal des neutrons ou des photons D min de dispositifs respectifs dans l’installation comporte les étapes suivantes : calcul, sur la base des caractéristiques des formes des dispositifs dans l’installation, d’une série de valeurs de concentration juste critique (également dénommée concentration juste de criticité ou concentration critique) dans les limites de concentration de charges de U, Pu ; calcul, sur la base de la série de valeurs de concentration juste critique, de nombres de fissions et de nombres moyens de neutrons de fission correspondant aux conditions juste critiques respectives répondant à l’accident de criticité minimal, et détermination du nombre de fissions minimal V min et du nombre moyen de neutrons de fission minimal N min ; et analyse de taux de fuite des neutrons ou des photons des dispositifs respectifs dans l’installation, et détermination du taux de fuite minimal D min . Éventuellement, la norme est GB/T15146.9, un débit de dose stipulé dans la norme est de 0,2 Gy/min à 2 mètres d’une surface d’un dispositif. Éventuellement, le temps t stipulé dans la norme est de 60 s. Éventuellement, les formes des dispositifs dans l’installation comprennent un cylindre, une sphère ou un cuboïde. Le procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal selon la présente invention obtient un nombre de neutrons ou de photons de fuite DN correspondant au titre de l’accident de criticité minimal par détermination respective d’un nombre de fissions minimal V min , d’un nombre moyen de neutrons de fission minimal N min et d’un taux de fuite minimal des neutrons ou des photons D min de dispositifs respectifs dans l’installation, et obtient un terme source de fuite correspondant à l’accident de criticité minimal sur la base du nombre de neutrons ou de photons de fuite DN correspondant au titre de l’accident de criticité minimal et du spectre d’énergie du terme source d’accident de criticité minimal. Il en ressort que le nombre de fissions minimal, le nombre moyen de neutrons de fission minimal et le taux de fuite minimal dans la présente invention peuvent provenir de dispositifs et de conditions de travail différents. Il s’ensuit que l’adoption du procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal selon la présente invention permet de déterminer un terme source d’accident de criticité minimal à enveloppe relative ; le procédé est susceptible de couvrir des termes sources d’accident de criticité dans des conditions de travail diverses, de réduire le taux de signalements manqués d’identification de criticité, ce qui constitue une condition préalable nécessaire à l’identification précise et à la notification de l’accident de criticité et garantit avantageusement la protection des membres du personnel en matière de santé et de sécurité. Le procédé offre les avantages suivants : un large éventail d’applications, la couverture d’accidents de criticité dans des conditions de travail diverses, la diminution du taux de signalements manqués d’accidents de criticité et une capacité robuste à identifier des accidents de criticité. Brève description des figures représente un organigramme illustrant un procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité d’un mode de réalisation de la présente invention ; représente un graphique illustrant la distribution de concentrations juste critiques de sphères de diamètres différents obtenue par analyse des concentrations juste critiques des sphères dans une limite de concentration ; représente un graphique illustrant la distribution de nombres de fissions correspondant à des concentrations juste critiques différentes obtenue par calcul dans le cas où les circonstances prescrites dans GB/T15146.9 sont réunies ; et représente un graphique illustrant la distribution de nombres moyens de neutrons fissiles correspondant à des concentrations juste critiques différentes obtenue par calcul dans le cas où les circonstances prescrites dans GB/T15146.9 sont réunies. Description détaillée des modes de réalisation La présente invention est décrite de façon plus détaillée ci-dessous en liaison avec les dessins joints et les modes de réalisation. Les inventeurs de la présente invention ont remarqué que, bien que les accidents de criticité se caractérisent par des nombres de fissions différents, des nombres moyens de neutrons de fission différents, des taux de fuite différents et des spectres d’énergie différents dans des conditions de travail différentes, il est possible que des combinaisons différentes de ces paramètres occasionnent le même accident en présentant toutefois des débits de dose différents au niveau du détecteur. La présente invention propose de calculer le nombre de neutrons de fuite selon la formule : DN = V min x N min x D min . Dans la formule, DN représente le nombre de neutrons de fuite. V min représente le nombre de fissions minimal, plus le volume est petit et la concentration de Pu élevée, plus le nombre de fissions est petit. N min représente le nombre moyen de neutrons de fission minimal, plus la concentration de Pu est faible et le volume important, plus le nombre moyen de neutrons de fission est petit. D min représente le taux de fuite minimal, essentiellement lié à la forme géométrique du dispositif et, d’une façon générale, plus le rapport aire/volume est grand, plus le taux de fuite est important. Il est donc possible de calculer le nombre de neutrons de fuite DN en déterminant le nombre de fissions minimal V min , le nombre moyen de neutrons de fission minimal N min et le taux de fuite minimal des neutrons ou des photons D min des dispositifs respectifs dans l’installation et il est en outre possible de déterminer, conjointement avec une série de spectres d’énergie des neutrons, le terme source occasionnant l’accident de criticité minimal. Le schéma technique selon un mode de réalisation de la présente invention va être décrit ci-dessous en application de ce principe. En se reportant à la , un mode de réalisation de la présente invention porte sur un procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal, lequel comporte les étapes S1 à S6 suivantes. À l’étape S1, on acquiert les caractéristiques globales de dispositifs dans une installation. L’installation concernée dans la présente invention désigne un site ou un bâtiment où sont placées des matières fissiles ou où sont placés des dispositifs accueillant ou contenant des matières fissiles. L’installation de la présente invention comporte, sans toutefois s’y limiter, des installations d’auxiliaires nucléaires, des installations de combustibles nucléaires (par ex. des installations de retraitement de combustibles usés), des installations de stockage de combustibles de réacteurs, et assimilés. Dans ce mode de réalisation, des dispositifs (par ex. des cuves) accueillant une charge (par ex. une charge liquide) sont placés dans l’installation, et la charge contient une matière fissile. Dans ce mode de réalisation, les caractéristiques globales des dispositifs dans l’installation comportent les formes des dispositifs respectifs dans l’installation et la limite maximale (ou une limite minimale) de concentration de la charge. Les formes des dispositifs dans l’installation comportent essentiellement un cylindre, une sphère ou un cuboïde, etc. Les limites maximales de concentration des charges de U, Pu dans l’installation sont déterminées en fonction de critères de conception et font partie d’intrants de conception. Dans l’hypothèse où l’installation contient huit dispositifs sous forme de sphères de tailles différentes et où l’installation est essentiellement alimentée en solutions de U, Pu de concentrations différentes, même si le rapport des concentrations de U, Pu, n’est pas maîtrisable, il est toutefois possible de déterminer, à partir des intrants de conception, que la concentration maximale de U s’établit à 1000 g/l et que la concentration maximale de Pu s’établit à 150 g/l. À l’étape S2, on calcule une série de valeurs de concentration juste critique dans les limites de concentration des charges de U, PU et sur la base des caractéristiques des formes des dispositifs respectifs. Dans le calcul, une plage aussi large que possible pourra être incluse dans les limites de concentration. Comme le montre la , on analyse les concentrations juste critiques des sphères dans les limites de concentration dans le but d’obtenir la distribution des concentrations juste critiques de sphères de diamètres différents. Sur cette figure, chaque ligne représente une série de concentrations juste critiques correspondant à un dispositif (sphère), chaque point représente un jeu de concentrations de U, Pu correspondant à la condition de travail de criticité, et les concentrations de U et Pu s’inscrivent chacune dans leurs limites de concentration. À l’étape S3, on calcule, sur la base de la série de valeurs de concentration juste critique obtenue à l’étape S2, le nombre de fissions et le nombre moyen de neutrons de fission correspondant à chaque condition juste critique répondant à l’accident de criticité minimal stipulé dans la norme, et on détermine le nombre de fissions minimal V min et le nombre moyen de neutrons de fission minimal N min . Il convient de noter que, l’accident de criticité couvrant une certaine plage, il faut entendre par concentration juste critique, dans la présente invention, une valeur de concentration qui correspond à une situation dans laquelle le dispositif vient d’atteindre l’état critique à mesure que la concentration augmente ; et on désigne par condition juste critique l’état critique correspondant. On calcule par ailleurs, à l’étape S3, les conditions juste critiques respectives pour chaque dispositif. Comme le montre la , en prenant GB15146.0 comme exemple de norme, on calcule les nombres de fissions correspondant à des concentrations juste critiques différentes dans les circonstances prescrites dans GB15146.9. Sur cette base, on peut calculer que le nombre de fissions minimal est de 6,97E+13 fissions/s (cf. le point en bas à droite sur la ). Comme le montre la , on calcule également, dans le cas où les circonstances prescrites dans GB15146.9 sont réunies, les nombres moyens de neutrons de fission correspondant à des concentrations juste critiques différentes. Sur cette base, on peut calculer que le nombre moyen de neutrons de fission minimal est de 2,52 neutrons par fission. À l’étape S4, on calcule des spectres d’énergie des neutrons ou des photons correspondant aux conditions juste critiques respectives sur la base de la série de valeurs de concentration juste critique obtenue à l’étape S2 ; on calcule ensuite la dose occasionnée par un seul neutron ou photon en vertu du spectre d’énergie correspondant, et on prend comme spectre d’énergie du terme source d’accident de criticité minimal un spectre d’énergie des neutrons ou des photons correspondant qui occasionne la dose minimale. On calcule, sur la base de la série de valeurs de concentration juste critique obtenue à l’étape S2, des spectres d’énergie des neutrons ou des photons correspondant aux conditions juste critiques respectives pour ainsi obtenir un spectre d’énergie des neutrons de l’accident de criticité minimal, comme présenté au Tableau 1, et on calcule simultanément la dose minimale occasionnée par un seul neutron. [Tableau 1] Spectre d’Énergie des Neutrons de l’Accident de Criticité Minimal Limite Inférieure d‘Énergie (MeV) Limite Supérieure d’Énergie (MeV) Comptage Normalisé 1,00E-11 1,00E-08 1,50E-02 1,00E-08 3,00E-08 7,75E-02 3,00E-08 5,00E-08 7,73E-02 5,00E-08 1,00E-07 1,10E-01 1,00E-07 2,25E-07 5,35E-02 2,25E-07 3,25E-07 1,04E-02 3,25E-07 4,00E-07 5,27E-03 4,00E-07 8,00E-07 1,70E-02 8,00E-07 1,00E-06 5,16E-03 1,00E-06 1,13E-06 2,79E-03 1,13E-06 1,30E-06 3,13E-03 1,30E-06 1,77E-06 6,84E-03 1,77E-06 3,05E-06 1,18E-02 3,05E-06 1,00E-05 2,39E-02 1,00E-05 3,00E-05 2,36E-02 3,00E-05 1,00E-04 2,70E-02 1,00E-04 5,50E-04 3,99E-02 5,50E-04 3,00E-03 4,10E-02 3,00E-03 1,70E-02 4,41E-02 1,70E-02 1,00E-01 5,57E-02 1,00E-01 5,50E-01 9,73E-02 5,50E-01 9,00E-01 5,30E-02 9,00E-01 1,40E+00 4,54E-02 1,40E+00 1,85E+00 3,48E-02 1,85E+00 3,00E+00 6,39E-02 3,00E+00 6,43E+00 4,97E-02 6,43E+00 2,00E+01 5,33E-03 À l’étape S5, on analyse les taux de fuite des neutrons ou des photons des dispositifs respectifs dans l’installation, et on détermine le taux de fuite minimal D min . Dans ce mode de réalisation, on suppose que le taux de fuite minimal des huit dispositifs est de 25 %. À l’étape S6, on multiplie le nombre de fissions minimal obtenu par le nombre moyen de neutrons de fission minimal et par le taux de fuite afin d’obtenir le nombre de neutrons ou de photons de fuite correspondant au titre de l’accident de criticité minimal, autrement dit le nombre de neutrons ou de photons de fuite DN = V min x N min x D min . On obtient par ailleurs, conjointement avec le spectre d’énergie obtenu à l’étape S4, le terme source de fuite correspondant à l’accident de criticité minimal. Selon les étapes S3 et S5, le nombre de neutrons de fuite dans l’accident de criticité minimal obtenu est de 6,97E+13 fissions/s × 2,52 neutrons/fission × 25 % = 4,39E+13 neutrons/s, ce qui permet d’obtenir ensuite, en se reportant au Tableau 1, le terme source de fuite de l’accident de criticité minimal. Il convient de préciser que certains accidents de criticité à faible réactivité d’introduction et lente montée en puissance sont exclus de la définition ci-dessus de l’accident de criticité minimal dans la norme GB/T15146.9. Or, l’irradiation à long terme est tout aussi nocive pour le corps humain. En termes pratiques, il conviendra donc d’appliquer une définition plus stricte de l’accident de criticité minimal, autrement dit d’abaisser la dose d’absorption dans GB/T15146.9, et cette dose d’absorption abaissée formera la base d’un "accident de criticité minimal tel que stipulé dans la norme". Toute modification du critère de dose d’absorption pour l’évaluation de l’accident de criticité minimal influera sur le résultat du calcul du nombre de fissions de l’accident de criticité minimal, sans pour autant avoir d’incidence sur le reste de l’analyse. Les modifications de ce type sont réputées entrer dans la portée de la présente invention et ne sauraient être considérées comme sortant du cadre de la présente invention. Il ressort des modes de réalisation ci-dessus qu’il est possible d’utiliser le procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal selon la présente invention pour déterminer un terme source d’accident de criticité minimal à enveloppe relative ; le procédé est susceptible de couvrir des termes sources d’accident de criticité dans des conditions de travail diverses, de réduire le taux de signalements manqués d’identification de criticité, ce qui constitue une condition préalable nécessaire à l’identification précise et à la notification de l’accident de criticité et garantit avantageusement la protection des membres du personnel en matière de santé et de sécurité. Le procédé offre les avantages suivants : un large éventail d’applications, la couverture d’accidents de criticité dans des conditions de travail diverses, la diminution du taux de signalements manqués d’accidents de criticité et une capacité robuste à identifier des accidents de criticité. Par ailleurs, un mode de réalisation de la présente invention concerne en outre un support de stockage d’ordinateur stockant un programme d’ordinateur, lequel est configuré pour exécuter le procédé de détermination du terme source d’accident de criticité minimal proposé dans les modes de réalisation ci-dessus. Le procédé décrit dans la présente invention ne se limite pas aux exemples décrits dans les modes de réalisation particuliers. L’homme du métier pourra tirer du schéma technique de la présente invention d’autres modes de réalisation qui s’inscrivent également dans la portée d’innovation technique de la présente invention. En guise d’exemple, si, dans les modes de réalisation décrits ci-dessus, le dispositif contenant la charge est décrit de façon représentative, la présente invention ne s’y limite toutefois pas, et la présente invention pourra également être appliquée à un dispositif contenant des matières fissibles sous forme solide (le solide pouvant être considéré comme un exemple particulier de solution). Par ailleurs, si le critère d’un accident de criticité minimal stipulé dans GB15146.9 est pris comme exemple dans les modes de réalisation ci-dessus, le procédé de la présente invention peut toutefois également être appliqué à des normes de sûreté-criticité nucléaire en vigueur dans d’autres pays, organismes ou entreprises. Procédé de détermination d’un terme source d’accident de criticité minimal, comprenant les étapes suivantes : acquisition de caractéristiques globales de dispositifs dans une installation ; détermination, sur la base des caractéristiques globales, d’un nombre de fissions minimal V min et d’un nombre moyen de neutrons de fission minimal N min correspondant à un accident de criticité minimal stipulé par une norme, et d’un taux de fuite minimal des neutrons ou des photons D min de dispositifs respectifs dans l’installation ; et acquisition, selon la formule DN = V min x N min x D min , d’un nombre de neutrons ou de photons de fuite DN correspondant au titre de l’accident de criticité minimal ; calcul d’un spectre d’énergie des neutrons ou des photons correspondant dans chaque condition juste critique ; calcul d’une dose d’absorption de rayonnement occasionnée par un seul neutron ou photon en vertu du spectre d’énergie correspondant ; adoption du spectre d’énergie des neutrons ou des photons correspondant occasionnant une dose d’absorption de rayonnement minimale comme spectre d’énergie du terme source d’accident de criticité minimal ; et obtention, sur la base du nombre de neutrons ou de photons de fuite DN correspondant au titre de l’accident de criticité minimal et du spectre d’énergie du terme source d’accident de criticité minimal, d’un terme source de fuite correspondant à l’accident de criticité minimal. Procédé selon la revendication 1, dans lequel les caractéristiques globales des dispositifs dans l’installation comprennent des formes des dispositifs respectifs dans l’installation et une limite maximale de concentration d’une charge. Procédé selon la revendication 2, dans lequel l’étape d’acquisition des caractéristiques globales de dispositifs dans une installation ; détermination, sur la base des caractéristiques globales, d’un nombre de fissions minimal V min et d’un nombre moyen de neutrons de fission minimal N min correspondant à un accident de criticité minimal stipulé par une norme, et d’un taux de fuite minimal des neutrons ou des photons D min de dispositifs respectifs dans l’installation comprend les étapes suivantes : calcul, selon la base de caractéristiques des formes des dispositifs dans l’installation, d’une série de valeurs de concentration juste critique dans les limites de concentration de charges de U, Pu ; calcul, sur la base de la série de valeurs de concentration juste critique, de nombres de fissions et de nombres moyens de neutrons de fission correspondant aux conditions juste critiques respectives répondant à l’accident de criticité minimal, et détermination du nombre de fissions minimal V min et du nombre moyen de neutrons de fission minimal N min ; et analyse de taux de fuite des neutrons ou des photons des dispositifs respectifs dans l’installation, et détermination du taux de fuite minimal D min . Procédé selon la revendication 1, dans lequel un débit de dose stipulé dans la norme est de 0,2 Gy/min à 2 mètres d’une surface d’un dispositif. Procédé selon la revendication 2, dans lequel les formes des dispositifs dans l’installation comprennent un cylindre, une sphère ou un cuboïde.