1. L’utilisation des radionucléides offre des possibilités d’analyse et de traitements médicaux : pour le diagnostic des cancers par le biais de scintigraphies et tomographies, autorisant des examens poussés d’organes en fonctionnement, ou pour le traitement des tumeurs grâce à la radiothérapie, qui emploie les rayonnements des radionucléides pour détruire les cellules cancéreuses (voir chapitre 5). Les installations nucléaires de recherche et industrielles diverses sont distinctes des installations nucléaires de base (INB) directement liées à la production d’électricité (réacteurs électronucléaires et installations du « cycle du combustible ») ou à la gestion des déchets. Elles sont, historiquement et majoritairement, exploitées par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA), mais également par d’autres organismes de recherche (par exemple, l’Institut Laue‑Langevin – ILL, l’organisation internationale ITER et le Grand accélérateur national d’ions lourds – Ganil) ou par des industriels (par exemple, CIS bio international, Steris et Ionisos, qui exploitent des installations de production d’éléments radiopharmaceutiques ou des irradiateurs industriels). Ces installations incluent également les projets de création d’usines de combustibles pour les petits réacteurs modulaires (PRM). 1 – Les installations de recherche et industrielles diverses 1.1 Les réacteurs de recherche Les réacteurs de recherche ont pour objectif de contribuer à la recherche scientifique et technologique et à l’amélioration de l’exploitation des centrales nucléaires. Certaines de ces installations produisent également des radionucléides(1) à usage médical. Ce sont des installations dans lesquelles une réaction en chaîne est créée et entretenue, permettant de produire un flux de neutrons plus ou moins dense utilisé, en premier lieu, à des fins d’expériences scientifiques. Contrairement aux centrales nucléaires, l’énergie thermique produite par le cœur des réacteurs de recherche n’est pas exploitée mais simplement évacuée par refroidissement. Les quantités de substances radioactives mises en œuvre sont moindres que dans les réacteurs électronucléaires. Un panorama des différents types de réacteurs de recherche présents en France et des principaux risques associés est présenté ci‑après. Dans leur dimensionnement, ces réacteurs prennent en compte des accidents de référence de fusion du cœur « sous eau » (défaillance dans le système de refroidissement) et de fusion du cœur « en air » (après dénoyage du cœur ou lors d’une manutention). En outre, ils prennent en compte des accidents spécifiques à la conception particulière de certains réacteurs de recherche. Les réacteurs à faisceaux de neutrons Les réacteurs à faisceaux de neutrons sont de type piscine. Ils sont principalement destinés à la recherche fondamentale (physique du solide, physico‑chimie moléculaire, biochimie, etc.), en utilisant la méthode de diffraction neutronique pour l’étude de la matière. Les neutrons sont produits dans le réacteur, à différentes gammes d’énergie, et sont captés par des canaux dans le réacteur pour être acheminés vers des aires expérimentales. En France, un seul réacteur à faisceaux de neutrons est actuellement en fonctionnement : le réacteur à haut flux (RHF – INB 67) exploité par l’Institut Laue‑Langevin (ILL) à Grenoble (puissance nominale limitée à 58 mégawatts thermiques – MWth). Le RHF fonctionne par cycles de 50 à 100 jours environ. Les principaux enjeux de sûreté sont la maîtrise de la réactivité, du refroidissement et du confinement. En 2025, l’ILL a poursuivi les travaux d’amélioration de la sûreté de l’installation définis dans le cadre du dernier réexamen périodique. Ceux-ci concernent notamment la jouvence du pont polaire du bâtiment réacteur, le renforcement de la protection incendie, ainsi que l’évacuation du tritium résiduel de l’installation. L’ILL a par ailleurs transmis à l’ASNR en 2025 le dossier d’orientation du prochain réexamen périodique de l’installation. Cette étape, antérieure à l’envoi par l’exploitant du rapport de conclusions du réexamen périodique, attendu d’ici la fin d’année 2027, permet de fixer la méthodologie, le périmètre et les modalités des études menées dans le cadre du réexamen à venir. Enfin, l’ILL a engagé avec l’ASNR des discussions sur le projet de conversion du réacteur d’un combustible fortement enrichi, Highly Enriched Uranium – HEU (>90 % d’uranium-235) vers un combustible moins enrichi, Low Enriched Uranium – LEU (<20 % d’uranium-235), visée à horizon 2030. Les réacteurs « d’essais » Les réacteurs « d’essais » sont de type piscine. Ils sont destinés à l’étude de situations accidentelles. Ils permettent de reproduire, de façon contrôlée et à petite échelle, certains accidents postulés dans la démonstration de sûreté des réacteurs électronucléaires et de mieux connaître l’évolution de paramètres physiques lors des situations accidentelles. En France, un seul réacteur « d’essais » est en fonctionnement : le réacteur Cabri (INB 24), exploité par le CEA à Cadarache. Ce réacteur, d’une puissance limitée à 25 MWth, permet de produire le flux neutronique nécessaire aux expériences. Les enjeux de sûreté sont semblables à ceux des autres réacteurs : la maîtrise de la réactivité du cœur nourricier, le refroidissement pour évacuer la puissance et le confinement des substances radioactives situées dans les crayons de combustibles composant le cœur. Le programme d’essais CIP (Cabri International Programmes) s’est achevé en 2025 avec la réalisation de l’essai CIP3-1R réalisé le 13 octobre 2025. Le CEA prévoit désormais l’engagement des travaux de réparation de l’hodoscope, autorisés par l’ASN en 2024. En 2025, au vu des conclusions de son réexamen périodique, l’ASNR a par ailleurs décidé de soumettre la poursuite de fonctionnement du réacteur au respect de prescriptions qui visent à imposer au 340 Rapport de l’ASNR sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2025
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