Accident de criticité

L’accident de criticité peut être défini comme 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 rayonnement de neutrons et de gamma ainsi que du relâchement de produits de fission[1].

La grandeur décrivant la criticité d’un milieu est caractérisée par le coefficient de multiplication effectif (ou facteur de multiplication effectif du système) : ${\displaystyle k_{\text{eff}}}$ du milieu, qui traduit un bilan neutronique entre la production de neutrons par fission et les pertes par absorption et par fuite. 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 générations serait de l'ordre de la milliseconde)[2].

Selon que le ${\displaystyle k_{\text{eff}}}$ 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, ${\displaystyle \rho ={\frac {k_{\text{eff}}-1}{k_{\text{eff}}}}}$ 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.

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.

Une telle réaction, qui se déclenche brutalement dès que les conditions propices sont réunies, peut donc causer une irradiation grave, voire mortelle, 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, elle ne peut donc pas produire d’explosion nucléaire[3].

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 nucléaires ou de l'utilisation de combustible.

L'accident peut être lié à une erreur humaine ou à la 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).

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.

Simulation (reconstitution) de l'accident de criticité (21 mai 1946) qui a entraîné la mort de Louis Slotin.

Les deux premières excursions nucléaires accidentelles mortelles ont eu lieu en 1945 et 1946 à Los Alamos[8].
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[9].

Des accidents de criticité se sont produits en contexte civil et militaire, dont deux en France en 1960 et 1968 à Saclay :

• 21 août 1945, Laboratoire national de Los Alamos, Nouveau-Mexique (États-Unis). Cet accident (Demon Core) provoque la mort de Harry Daghlian Jr..
• 21 mai 1946, Laboratoire national de Los Alamos, Nouveau-Mexique (États-Unis). 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 4^e 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, Institut des sciences nucléaires de Vinča (Yougoslavie).
• 30 décembre 1958, Laboratoire national de Los Alamos - Nouveau-Mexique (États-Unis). L’opérateur (Cecil Kelley) reçut 120 Gy et décéda 35 heures après l’accident, 2 autres opérateurs reçurent une dose 1,34 et 0, 53 Gy.
• 16 octobre 1959, Usine de traitement chimique de l'Idaho.
• 15 mars 1960 Saclay (France)[10] Pas de personne irradiée 3x10^18 fissions de noyaux, 1 pic, Maquette critique (Alize) - 2,2 tonnes de barreaux d'oxyde d'uranium enrichis à 1,5%, sous eau. Pour une raison inconnue, un opérateur a effectué le retrait total d'une barre absorbante (au lieu d'un retrait partiel) - arrêt de la réaction par effet Doppler - non destruction du cœur.
• 5 décembre 1960, Complexe nucléaire Maïak. 5 opérateurs reçurent des doses comprises entre 0,24 et 2 rem.
• 14 juillet 1961, Combinat chimique de Sibérie. 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, Combinat chimique de Sibérie. 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, Combinat chimique de Sibérie. Équivalent de dose maximale de 5 rem.
• 24 juillet 1964, United Nuclear Fuels Recovery Plant (Wood River Junction (Rhode Island)).
• 3 novembre 1965, Elektrostal 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.
• 14 octobre 1968 Saclay (France)[10] 1 personne légèrement irradiée 1 pic ISIS Maquette critique du réacteur OSIRIS - combustible U-Al enrichi à 93% Excursion de puissance due à un retrait anticipé d’une expérience très absorbante alors que toutes les barres n'était pas en position basse. La réaction en chaîne a été arrêtée lorsque l'opérateur a laissé retomber le dispositif expérimental. Quelques éléments du cœur ont été déformés. La hauteur d’eau a été suffisante pour assurer la protection de l’agent - accident non documenté.
• 10 décembre 1968, Complexe nucléaire Maïak. Le Chef d’atelier décéda 1 mois après l’accident (2 450 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 – Royaume-Uni. Irradiation très faible de deux agents.
• 17 octobre 1978, Idaho Chemical Processing Plant. 2 personnes faiblement irradiées.
• 13 décembre 1978, Combinat chimique de Sibérie. 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, Usine de concentrés chimiques de Novossibirsk. Doses insignifiantes.
• 30 septembre 1999, JCO Fuel Fabrication Plant - Tokaimura Ibaraki (Japon).