La présence de matières nucléaires fissiles (²³⁵U et ²³⁹Pu, par exemple) dans les installations du cycle du combustible (laboratoires et usines) et dans les emballages de transport induit un risque spécifique, appelé le risque de criticité. C'est le risque de réunir les conditions d'amorçage et d'entretien d'une réaction en chaîne de fission.
L'état critique dépend de nombreux facteurs, en particulier :

• de la masse de matière fissile mise en oeuvre dans chaque appareillage et de la forme géométrique de ces derniers,
• de la concentration des solutions d'uranium ou de plutonium,
• de la présence, au sein du milieu fissile, de noyaux ralentissant les neutrons (les noyaux modérateurs) ou les absorbant (les poisons neutroniques, ...).

Pour fixer quelques ordres de grandeur, le risque de criticité apparaît dès lors que l'on manipule plus de 60 kg d'uranium enrichi à 3,5 % en ²³⁵U et plus de 500 g de ²³⁹Pu. Dans chaque installation où existe le risque de criticité, des modes de contrôle de la criticité sont définis, correspondant à des limitations imposées à chacun des facteurs cités ci-dessus, afin de garantir l'état sous-critique de chaque appareil.

Un accident de criticité, même si toutes les conséquences mécaniques sont rarement préjudiciables, aurait, dans la plupart des cas, des conséquences radiologiques graves pour le personnel. Il pourrait entraîner des rejets de matières radioactives à l'extérieur de l'installation et aurait sans aucun doute un impact psychologique important, tant sur le personnel d'exploitation que sur le grand public.

En France, ce risque a été étudié dès le début du développement des activités de recherche et de production de matières nucléaires et, grâce aux dispositions prises, aucun accident n'a été à déplorer. Dans le reste du monde, on compte une vingtaine d'accidents, en dehors des réacteurs nucléaires et des activités militaires, ayant fait plusieurs morts par irradiation externe. La prévention du risque de criticité repose d'abord sur l'évaluation, par le calcul, des conditions de criticité de tous les appareillages renfermant ou pouvant renfermer des matières fissiles. Elle repose également sur l'analyse, par l'exploitant, des conditions de fonctionnement de ces appareils.

Au milieu des années quatre-vingt-dix, dans le domaine de la criticité, les outils de calcul employaient des données et des logiciels de calcul développés au cours des années 80, comme par exemple la bibliothèque de données CEA86 et le logiciel de calcul APOLLO-1. Ces outils n'étaient pas en mesure de satisfaire les besoins futurs. Leur pérennité à terme n'était pas garantie et leurs domaines d'application étaient trop restreints pour traiter les besoins nouveaux envisageables tels que les combustibles MOX, les combustibles à haut taux de combustion, ainsi que ceux générés par les recherches sur l'aval du cycle. Cette situation a conduit à la décision en 1995 de mettre au point un formulaire de criticité de nouvelle génération appelé CRISTAL, destiné aux études de sûreté.

Le CEA, AREVA et l´IRSN

Le formulaire CRISTAL est élaboré et qualifié dans le cadre d'une collaboration entre l'IRSN (Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire), AREVA (à l'époque COGEMA : Compagnie générale des matières nucléaires) et la Direction de l'énergie nucléaire (DEN) du CEA, en tenant compte des besoins relatifs à l'ensemble des applications envisageables. Après quatre ans de développement, de validation et de qualification, la première version (V0.1) du formulaire est livrée aux utilisateurs depuis novembre 1999.

Cette fructueuse collaboration entre l'IRSN, AREVA et le CEA/DEN se poursuivra jusqu'en 2005 avec le développement et la qualification de CRISTAL version V1 dont l'objectif essentiel est de modéliser, en vue de l'évaluation du risque de criticité, l'usure du combustible (destruction des noyaux d'uranium et de plutonium) et donc l'apparition de nouveaux actinides et de produits de fission. En effet, dans le cadre de leurs activités respectives de conception ou d'exploitation d'installations nucléaires, EDF et AREVA étudient les possibilités de prendre en compte le « Crédit Burn-Up » qui est la marge de réactivité due à la formation de corps (actinides et produits de fission) au cours de l'irradiation de combustibles nucléaires, et l'IRSN doit pour sa part disposer d'outils pour évaluer le caractère sûr des hypothèses retenues par les exploitants. Aussi, il a été décidé de développer et de qualifier une chaîne de calcul « évolution des bilans matière et criticité » fondée sur un couplage entre les formulaires dédiés aux calculs de bilans matières des nucléides (DARWIN et CESAR) et CRISTAL. Les formulaires DARWIN et CESAR en amont de l'application du formulaire CRISTAL permettent de calculer l'évolution des grandeurs physiques d'intérêt, en prennant en compte l'historique détaillé de l'assemblage (en réacteur et au cours du refroidissement), notamment l'abondance de chaque nucléide, pour le cycle des combustibles, quelle que soit la filière (REP, REB, RNR, ...).

Le plan de développement de cette version est en cours d'élaboration.

Un grand nombre d'équipements industriels, en service dans l'aval du cycle du combustible, ont été dimensionnés initialement, pour ce qui concerne la prévention des risques de criticité, pour des combustibles de référence en uranium enrichi, l'enrichissement en ²³⁵U étant compris entre 3,5 % et 4 %. C'est le cas notamment des installations d'entreposage et de retraitement des combustibles irradiés (3,75 % pour l'usine la plus récente UP2/800) ainsi que des emballages de transport des combustibles irradiés provenant des réacteurs à eau ordinaire. Dans la plupart des cas, l'hypothèse retenue par l'exploitant dans les études de criticité a consisté à supposer ces combustibles neufs, ce qui constitue une hypothèse très pessimiste, conduisant à l'existence de marges importantes.

L'augmentation de l'enrichissement initial en ²³⁵U des combustibles en UO₂ et l'arrivée de combustibles mixtes à base d'oxyde d'uranium et de plutonium rendent nécessaire la réévaluation des conditions de prévention des risques de criticité des équipements afin de permettre leur exploitation pour ces nouvelles conditions. Les avantages de la prise en compte du « Crédit Burn-Up » seront particulièrement sensibles dans des domaines tels que le transport des assemblages irradiés, la conception de nouveaux emballages de transport plus performants, l'entreposage en piscine et le retraitement des assemblages irradiés.

La prise en compte du « Crédit Burn-Up » dans les études de criticité nécessite de disposer d'une chaîne de calcul qualifiée pour les abondances des noyaux (actinides et produits de fission) dans les combustibles irradiés et pour l'antiréactivité apportée par ces nucléides dans différentes configurations. Cette chaîne de calcul est basée sur le couplage des formulaires d'évolution (DARWIN et CESAR) et du formulaire de criticité CRISTAL.