Les installations de recherche et les installations industrielles (autres que les installations de traitement et d’entreposage du cycle du combustible)

Outre les centrales nucléaires de production d’électricité, exploitées par EDF, et les usines du "cycle du combustible", exploitées par Orano, l’ASN contrôle d’autres  installations nucléaires de base (INB), notamment des INB consacrées à la recherche et certaines INB industrielles civiles.

Les réacteurs à fusion nucléaire

Le projet ITER

ITER (INB 174) est une installation expérimentale dont l’objectif est la démonstration scientifique et technique de la maîtrise de l’énergie de fusion thermonucléaire obtenue par confinement magnétique d’un plasma deutérium-tritium, lors d’expériences de longue durée avec une puissance significative (500 MWe pendant 400 s). Ce projet international bénéficie du soutien financier de la Chine, de la Corée du Sud, de l’Inde, du Japon, de la Russie, de l’Union européenne et des États-Unis.

Le projet d’installation ITER, dédié à la recherche sur la fusion thermonucléaire, est basé sur une machine de type ''tokamak''.
Le projet ITER

Le principe consiste à introduire du combustible gazeux [1] dans une chambre à vide [2] puis de le chauffer à une température de l’ordre de 100 millions de degrés pour obtenir un plasma de deutérium-tritium qui produit, par fusion, des neutrons et des particules α. Le chauffage se fait notamment grâce au courant électrique induit par les bobines d’un solénoïde central [4] et grâce à des systèmes de chauffage additionnels [3].

Le plasma est contrôlé et confiné à l’intérieur de la chambre à vide grâce à des champs magnétiques générés par des bobines supraconductrices [5 et 6] ainsi que par le solénoïde central [4]. Le système de diagnostic du plasma [7] permet de mesurer le comportement et les performances de celui-ci grâce à des dispositifs implantés sur les parois internes de la chambre à vide et dans des cellules de traversées [8].

La chambre à vide est protégée de la chaleur et des neutrons par des modules de couverture [9]. Le "divertor" [10], disposé à la base de la chambre à vide, permet d’extraire les impuretés et les résidus générés par la fusion ainsi qu’une partie de la puissance produite. Pour la maintenance, les composants internes de la chambre à vide, très irradiants, sont extraits et transférés vers un autre bâtiment au moyen d'équipements et de hottes robotisés [11].

Le tokamak est enfermé dans un cryostat [12] comportant des écrans thermiques [13] permettant de séparer les bobines, qui sont à très basses température, des composants à haute température. La chaleur est transférée à l’extérieur au moyen d’un circuit de refroidissement à eau [14].

Les parois de la chambre à vide et des bâtiments ainsi que la ventilation permettent de confier le tritium, un isotope de l’hydrogène faiblement radioactif mais présent en quantité importante dans l’installation ITER, afin d’éviter sa diffusion dans l’environnement. Un système de détritiation, installé dans un bâtiment « tritium », voisin du tokamak, extrait le tritium des gaz et des liquides afin de le réintégrer dans le cycle du combustible.

Le complexe de bâtiments abritant notamment le tokamak et le bâtiment tritium est fondé sur un radier principal [15] qui repose sur des appuis parasismiques [16], eux-mêmes implantés sur un radier inférieur d’isolation sismique.

Les principaux enjeux de sûreté de l’installation sont donc le confinement des substances radioactives, notamment du tritium, en situation normales et accidentelles, et la radioprotection notamment lors des opérations de maintenance sur des composants très irradiants.

En vue d’obtenir l’autorisation de mise en service, ITER devra démontrer que les dispositions qu’il a prise permettent de garantir la sûreté opérationnelle de l’installation et répondent aux demandes et prescriptions de l’ASN prises lors de la création de l’installation.

Date de la dernière mise à jour : 02/11/2017