Soutenance mémoire
Plan d’assainissement nucléaire des structures du génie civil
Le plan d’assainissement nucléaire des structures du génie civil est un plan général présentant les diverses étapes concernant l’assainissement des infrastructures, après le retrait des équipements assurant le fonctionnement d’une installation nucléaire de base [23]. Ce plan présente les lignes directrices guidant les actions de terrain et peut être adapté en fonction des contraintes rencontrées. Avant le lancement des activités de démantèlement d’une installation nucléaire de base, l’exploitant est tenu d’évaluer la quantité de déchets radioactifs qui seront générés, tant les déchets provenant de contaminations que ceux provenant de l’activation. Pour cela, un zonage des déchets nucléaires et conventionnels est réalisé et entretenu tout au long de la vie de l’installation. Ce zonage se construit tout d’abord autour de l’étude a priori à partir des modes de fonctionnement de l’installation, puis est réévalué lorsque l’installation est opérationnelle. La séparation entre zonage de déchets nucléaires et conventionnel est construite autour de plusieurs lignes de défense, indépendantes et successives, assurant la non dispersion des contaminations radioactives :
➤ Première ligne de défense
La première ligne de défense concerne une étude physique sur les différentes structures concernées par les zones à déchets nucléaires. Cette étude a pour but d’évaluer les propriétés physico-chimiques associées à la rétention de radionucléides ou leur susceptibilité à l’activation, afin de quantifier l’activité présente à l’intérieur de la structure et d’évaluer la profondeur de cette contamination radioactive. On parle alors de profil de répartition. Les problématiques d’absorption de radionucléides par les infrastructures (mur, sols, plafonds) sont prises en compte à ce stade, par la définition d’une épaisseur des structures présentes en zone déchets nucléaires. Les incertitudes sur la détermination de cette épaisseur sont compensées au travers de l’ajout d’une épaisseur supplémentaire dite forfaitaire [24], on parle ainsi de caractère conservatif de l’épaisseur à retirer.
Dans un cas général, cette étude est construite à l’aide de simulations ou de méthodes statistiques. Cependant, des cas spécifiques peuvent empêcher la construction de cette étude, par exemple, dans le cas des installations anciennes où ces informations ne sont pas ou plus disponibles. D’autres méthodologies peuvent alors être employées, sous réserve que l’analyse soit globale et non ponctuelle vis-à-vis des dimensions des surfaces à traiter. Ainsi, le zonage déchets ne peut pas être construit sur une campagne de mesures radiologiques, mais peut être confirmé par des mesures ponctuelles.
➤ Deuxième ligne de défense
La deuxième ligne de défense consiste en un contrôle radiologique afin de vérifier si les objectifs d’assainissement sont atteints, après retrait de l’épaisseur estimée à la première ligne de défense. Il s’agit donc de s’assurer que les structures peuvent repasser en zone de déchets conventionnels. La caractérisation radiologique associée est basée sur les méthodes utilisées dans le contexte de contaminations résiduelles présentées précédemment, soit les mesures surfaciques et la prise d’échantillons. Cependant, dans le contexte des radionucléides absorbés par les structures, des mesures dites massiques sont aussi mises en place et permettent d’évaluer la profondeur d’intégration de la contamination. De plus, les méthodes de mesures déployées ici devront être différentes de celles employées lors de la première ligne de défense, afin d’éviter tout biais de vérification. La prise en compte de la limite de détection des appareils est ici critique, car elle permet de définir la plage de décision de déclassement située au-dessus de la limite de détection et en-dessous de l’objectif d’assainissement.
Bien qu’on note qu’une dispersion statistique des points de contrôle est envisageable, selon la norme ISO TR 8550 par exemple, une surface minimum est à caractériser afin d’atteindre une précision statistique suffisante. Cela correspond donc à une surface non négligeable, pouvant atteindre le million de mètres carrés comme c’est le cas actuellement dans l’installation nucléaire de base secrète (INBS) des usines de diffusion gazeuse de Pierrelatte. À l’heure actuelle, aucune méthodologie n’est considérée comme idéale : les méthodes de mesures reposent soit sur l’utilisation de contaminamètres à faible surface de mesure, soit sur des spectromètres gamma très résolu couplé à des tests d’hypothèses [25]. Si le contaminamètre apporte une localisation à l’ordre du centimètre carré par une mesure au contact, le temps de caractérisation total avec cette faible surface de mesure est décuplé, et ce dernier est sensible à un bruit de fond gamma qui entraîne une surestimation du comptage bêta. Par ailleurs, sa surface plane le rend inadapté pour le contrôle des surfaces non planes comme des piliers par exemple. De l’autre, le spectromètre gamma peut caractériser plusieurs mètres carrés à la fois, de différentes géométries, mais la localisation précise au centimètre carré n’est pas directement accessible.
➤ Troisième ligne de défense
La dernière ligne de défense repose sur un contrôle radiologique des déchets conventionnels sortant de l’INB afin de s’assurer de la non dispersion de contaminations radioactives. Ce contrôle s’effectue jusqu’au déclassement total de l’INB.
Comme nous l’avons vu sur la deuxième ligne de défense, il existe des problématiques concernant la caractérisation radiologique de grandes surfaces sur des contaminations de faibles activités. Ces surfaces ne sont pas forcément planes et peuvent prendre la forme de piliers, d’escaliers ou encore de surfaces présentant des défauts. Il existe donc un intérêt important pour la recherche d’un système de mesure déformable, adapté à la caractérisation radiologique des grandes surfaces, pour des activités pouvant atteindre 4 kBq/m² et 1 kBq/0,1 m². C’est dans l’optique de lever ce verrou technologique majeur que le projet Carnot CaPSuD a été monté. Ces travaux de thèse s’inscrivent dans le cadre de ce projet.
Projet CaPSuD
Le projet CaPSuD est un projet Carnot, c’est-à-dire un partenariat entre le ministère de l’Enseignement Supérieur et les acteurs de la recherche, au travers d’un financement de projet ayant pour trait des partenariats de recherche public-privé. CaPSuD est l’acronyme de « Capteur Pixellisé Surfacique et Déformable ». Ce projet, d’une durée de 36 mois, a pour objectif de développer une technologie de capteur souple et/ou déformable, de grande surface, permettant de se conformer à la surface d’un mur, d’un sol, d’un équipement, pour en cartographier le niveau de radioactivité. La surface totale visée devant être caractérisée est de l’ordre de quelques millions de mètres carrés. Il n’existe pas, à l’heure actuelle sur le marché de l’instrumentation nucléaire, de solution technique répondant à ce cahier des charges. Le domaine d’application prédominant est donc l’A&D, plus précisément la caractérisation de zones présentant une contamination émettant plusieurs signatures (alpha, bêta et gamma), ayant une activité faible d’environ 4 kBq/m², et l’identification de points chauds d’activité 1 kBq sur 100 cm². Les particules alpha et bêta émises lors de la désintégration des éléments des chaînes de l’uranium 235 et 238 ont un parcours dans l’air très court, en raison de la physique sous-jacente à l’interaction rayonnement-matière. Le détecteur doit donc être au quasi-contact de la surface à contrôler. Par ailleurs, ce type de détecteur déformable pourrait s’appliquer au domaine médical pour le suivi de la dose déposée, afin de fournir une cartographie en temps réel au plus près du patient, ou pour la dosimétrie in-vivo [26]. Enfin, une application potentielle est le contrôle des surfaces affectées par la détonation d’une bombe sale (ou dispersion d’éléments radioactifs par un engin explosif) [27].
Les solutions techniques envisagées sont tout d’abord une matrice de phoswichs (pour phosphor sandwich) montés sur support déformable (ressort) couplée avec des SiPM, et l’autre solution repose sur des fibres scintillantes, assemblées sous la forme d’un tapis. Ce mémoire de thèse présente donc les résultats de l’étude de ces solutions techniques pour le développement d’un prototype répondant aux exigences portées par les problématiques énoncées précédemment. Les phoswichs, dans la configuration envisagée, et les fibres scintillantes appartiennent à la famille des scintillateurs organiques.
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Table des matières
INTRODUCTION GENERALE
CHAPITRE 1 – INTRODUCTION, CONTEXTE ET ENJEUX
1.1 ASSAINISSEMENT-DEMANTELEMENT ET ENJEUX ASSOCIES
1.1.1 Contexte
1.1.2 Caractérisation radiologique
1.1.3 Plan d’assainissement nucléaire des structures du génie civil
1.1.4 Projet CaPSuD
1.2 ÉLEMENTS DE PHYSIQUE
1.2.1 Rayonnement gamma
1.2.2 Particule β-
1.3 SCINTILLATION ORGANIQUE
1.3.1 Système π-électronique
1.3.2 Processus primaires
1.3.3 Luminescence
1.3.4 Scintillateurs usuels
1.3.5 Modèle du rendement de scintillation, loi de Birks
1.4 CONCLUSIONS
CHAPITRE 2 – BRIQUES TECHNOLOGIQUES DETECTEUR
2.1 PHOSWICH
2.1.1 Principe de fonctionnement
2.1.2 Discrimination du rayonnement incident
2.1.3 Domaines d’applications du phoswich
2.1.4 Utilisation du phoswich dans le projet CaPSuD
2.2 SIMULATION MONTE CARLO DU PROTOTYPE CAPSUD – PHOSWICH
2.2.1 Simulation Monte Carlo et instrumentation nucléaire
2.2.2 Simulation de la matrice de phoswich
2.3 FIBRES SCINTILLANTES
2.3.1 Principe de fonctionnement
2.3.2 Domaines d’applications des fibres scintillantes
2.4 CONCLUSIONS
CHAPITRE 3 – SPECTROMETRIE BETA AVEC DES FIBRES SCINTILLANTES
3.1 PRINCIPE DE DETECTION
3.1.1 Efficacité de piégeage
3.1.2 Auto-absorption du signal lumineux
3.1.3 Interface fibre-photomultiplicateur
3.1.4 Tube photomultiplicateur
3.2 DISPOSITIF EXPERIMENTAL ET ACQUISITIONS
3.2.1 Fabrication d’un détecteur basé sur des fibres scintillantes et paramétrage
3.2.2 Résultats d’acquisition
3.3 MODELE THEORIQUE DU DETECTEUR BASE SUR DES FIBRES SCINTILLANTES
3.3.1 Simulation Monte Carlo avec MCNP6.2
3.3.2 Luminescence des fibres scintillantes
3.3.3 Application du modèle théorique
3.3.4 Comparaison avec les données expérimentales
3.4 CONCLUSIONS
CHAPITRE 4 – DISCRIMINATION BETA/GAMMA PAR UTILISATION DE GAINES DIFFERENTES
4.1 DEMONSTRATION DU PRINCIPE PAR SIMULATION MONTE-CARLO
4.1.1 Simulation MCNP6
4.1.2 Présentation du code ML-EM
4.1.3 Application de l’algorithme ML-EM aux données issues de la simulation
4.2 DEMONSTRATION EXPERIMENTALE DE LA METHODE DE DECONVOLUTION
4.2.1 Contraste entre deux émetteurs bêta
4.2.2 Déconvolution de spectres bêta
4.2.3 Étude sur l’écart de représentativité observé
4.3 DISCRIMINATION BETA/GAMMA
4.3.1 Déconvolution par ML-EM
4.3.2 Évaluation de l’activité bêta par taux de comptage
4.4 CONCLUSIONS
CONCLUSION GENERALE
