Nucléaire en France, des news ...

Salut,

n'hésite pas à mettre la source des documents que tu cites

Je pense qu'il s'agit de celui-ci :
http://irfu.cea.fr/Sphn/jjc2003/expose/ThomasPouthier-Presentation.pdf

Il faut faire attention également à la date d'édition (ici 2003), le doc ne parle pas du tout de l'effet abscopal (pas mal d'études en 2005) alors qu'il parle de l'irradiation contrôlée de cellules ponctuelles.

Les normes découlent de l'extrapolation de résultats issus de populations ayant reçu des doses beaucoup plus élevées (survivants d'Hiroshima, Nagasaki et Tchernobyl).

Egalement des services de radiologie...

racoon a écrit:
Donc encore une fois, la CRIIRAD se place dans une posture prudente.

Je ne dis pas le contraire, surtout en précisant que "la CRIIRAD se base sur le paradigme actuel".
Ce que je dis est que cette modélisation ne fait pas consensus, avec l'Académie de Médecine, de celle des Sciences et la CIPR en premier lieu.
Mieux, certaines études suggèrent plutôt un phénomène d'hormésis !

Le rapport de l'Académie La relation dose-effet et l’estimation des effets cancérogènes des faibles doses de rayonnements ionisants est très intéressant à ce sujet.

Toutes ces données suggèrent une moindre efficacité des faibles doses, voire l’existence d’un seuil qui pourrait être lié soit à l’absence de mise en oeuvre des mécanismes de signalisation et de réparation pour les très faibles doses, soit à l’association apoptose + réparation non fautive + immunosurveillance, sans qu’il soit possible, en l’état actuel de nos connaissances, de fixer le niveau de ce seuil (entre 5 et 50 mSv ?) ou d’en démontrer l’existence. Ces réactions peuvent aussi expliquer l’existence d’un phénomène d’hormesis dû à la stimulation des mécanismes de défense, notamment à la lutte contre les formes actives de l’oxygène. De fait, la méta-analyse qui a été faite des résultats de l’expérimentation animale montre dans 40 % de ces études une diminution de la fréquence spontanée des cancers chez les animaux après de faibles doses, observation qui avait été négligée car on ne savait pas l’expliquer.

Globalement, ces résultats montrent qu’il n’est pas justifié d’utiliser une relation linéaire sans seuil (RLSS) pour estimer le risque cancérogène des faibles doses à partir des observations effectuées pour des doses allant de 0,2 à 5 Sv, puisqu’un même incrément de dose a une efficacité variable en fonction des conditions d’irradiation notamment de la dose totale et du débit de dose. La conclusion de ce rapport est, de ce fait, en contradiction avec celles d’autres auteurs [43,118] qui justifient l’utilisation de cette relation sur les arguments suivants  [...]

Je me permets de citer à nouveau le livre de radioprotection "Radioprotection en milieu médical" :

Protection et réparation de l’ADN

La survie des êtres vivants et des espèces est tributaire du système de maintenance et réparation de la molécule d’ADN. L’intégrité de l’ADN est en permanence compromise par la survenue de lésions spontanées en relation avec le métabolisme oxydatif de la cellule.

Ainsi, pour une cellule de mammifère, plusieurs milliers de lésions de l’ADN surviennent par heure du seul fait du métabolisme oxydatif. On estime qu’il persiste en moyenne une mutation résiduelle par cellule et jour, lésion résiduelle vraisemblablement impliquée dans les phénomènes de vieillissement et de cancérogenèse.

Ceci indique l’efficacité remarquable du système de réparation mais aussi le fait qu’il n’est pas totalement fiable puisque des lésions résiduelles persistent.
C’est donc dans un contexte de réparation permanente de lésions à jet continu de l’ADN qu’il faut intégrer l’action des RI [NDT : rayonnements ionisants] . Ainsi, une dose d’un gray de RX détermine dans une cellule, en moyenne, 1 000 cassures simple brin pour 40 à 50 cassures double brin et 2 000 lésions de base, qui s’ajoutent aux lésions spontanées, dont on ne peut les distinguer.

On peut distinguer deux grandes fonctions de maintenance de l’ADN. L’une est dévolue à la détoxification de radicaux libres et l’autre à la détection des lésions de l’ADN et à la réparation proprement dite.

Cette utilisation de l’extrapolation linéaire sans seuil, déconseillée par la CIPR, est contestée par la grande majorité des experts médicaux au fait de la complexité des mécanismes biologiques. En effet, elle repose sur le dogme « une seule altération du matériel chromosomique peut aboutir à un cancer ». Nous avons vu que les mécanismes de cancérogenèse sont extraordinairement plus complexes.

Un exemple simple permet de pointer l’inanité d’un tel principe : les cellules humaines et celles des petits mammifères ont sensiblement la même taille et la même masse. Une même dose délivrée à une souris de 70 g ou à un homme de 70 kg devrait donc susciter 1 000 fois plus de cancers chez ce dernier. En effet, l’énergie déposée concerne 1 000 fois plus de cellules, avec une probabilité identique de dommage au matériel nucléaire. On sait pourtant que le taux d’incidence de cancers radio-induits est sensiblement le même dans les deux espèces à dose égale.

L’extrapolation simpliste de la RLSS fait bon marché des mécanismes de réparation des lésions de l’ADN, dont on sait qu’elles sont spontanément très fréquentes (plusieurs milliers de cassures de la chaîne d’ADN se produisent par heure dans chaque cellule de mammifère, du fait du stress oxydatif). Les quelques cassures ajoutées par une exposition à faible dose et faible débit de dose ne peuvent avoir d’effet propre, ce qui n’est pas le cas des fortes doses à fort débit de dose où les milliers de lésions induites simultanément peuvent déborder ces mécanismes de réparation.

En outre, de solides données expérimentales démontrent même un effet inverse des faibles doses, qui stimulent ou préparent les interventions de réparation cellulaire. Ainsi, des populations cellulaires irradiées à dose forte présentent moins de lésions si on leur a délivré au préalable une faible dose. C’est la réponse adaptative ou hormésis. Par ailleurs, de multiples exemples en pathologie humaine démontrent l’existence d’un seuil, notamment pour les contaminations par des émetteurs alpha.

Dans un rapport commun en 2005, l’Académie des sciences et l’Académie de médecine analysent l’argumentation des tenants de la RLSS et démontrent la fragilité des postulats qui sous-tendent cette théorie, en rappelant les mécanismes qui interviennent in vivo à tous les échelons pour contrôler le processus qui mène au cancer : la réponse modulée de la cellule à l’agression, qui tend à faire disparaître les cellules lésées si elles sont en petit nombre (très faibles doses) et à les réparer si le nombre de lésions est important (au-delà de 10 mSv environ) ; le contrôle mutuel, exercé par les cellules d’un même tissu, qui empêche la prolifération d’une cellule modifiée durablement par l’exposition ; la vigilance immunitaire de l’organisme, capable de reconnaître et d’éliminer des clones de cellules transformées. Notons d’ailleurs que les études récentes montrant une augmentation d’affections malignes chez des enfants exposés à des doses significatives mais inférieures à 100 mGy (50 à 60 mGy) indiquent que la relation n’était pas linéaire, mais linéaire quadratique dans cet intervalle (Pearce, Lancet 2012).

La probabilité statistique est "faible" pour qu'un individu soumis à une faible dose développe un cancer, mais multiplié par 65 000 000 d'individus l'effet est mesurable.

C'est bien là le problème. En France, environ 150000 personnes décèdent d'un cancer chaque année (pour environ 400 000 nouveaux détectés) et les cancers radio-induits sont noyés dedans. Pour bien décrire le biais statistique, je me permets de citer "Le Nucléaire expliqué par des physiciens" :

Pour mettre en évidence de façon significative des cancers radio-induits, il faut suivre pendant 10 a 30 ans une population d'individus exposée à un rayonnement connu, et prouver que le taux de cancers dans cette population est statistiquement plus élevé que celui d'une population témoin. A litre indicatif, on retiendra les ordres de grandeur suivants :
sur une population de 1 000 individus, 200 personnes environ mourront d'un cancer (toutes causes confondues, les trois quarts de ces cancers étant liés aux habitudes de vie des personnes - tabagisme, alcool...). La théorie statistique indique que l'incertitude sur ce nombre de cancers « naturels » est de l'ordre de 14 cancers.

L'exposition à une dose radioactive de 0,5 Sv se traduira au maximum par 25 cancers en excès dans cette population, soit pratiquement le même ordre de grandeur que l'incertitude associée aux cancers « naturels ». Un échantillon statistique d'un millier de personnes suffit donc (mais à peine) pour mettre en évidence les effets toxiques maximaux d'une dose de 0,5 Sv.

Or il s'agit là d'une dose élevée ! Pour des doses plus faibles, l'effet toxique ne pourra pas être mis en évidence dans une population d'un millier de personnes, car le nombre
de cancers en excès sera noyé dans l'incertitude associée aux cancers « naturels ». Si on suppose que la relation dose-effet est linéaire, le raisonnement précédent permet d'affirmer qu'il faut une population de 3 millions d'individus pour attester de l'effet d'une dose de 10 mSv, plus proche de doses considérées comme acceptables en situation non accidentelle. II faut donc des échantillons de très grande taille pour obtenir une précision statistique suffisante sur l'effet des faibles doses.

C'est essentiellement pour cette raison que l’évaluation du risque lie a l'exposition du public aux rayonnements est si difficile.

Ma principale source est ma mémoire d'une autre vie (qui date un peu maintenant), où j'ai pu participer à de telles expérimentations sur accélérateur de particules avec des équipes impliquées dans l'étude des faibles doses sur les cellules. Non recevable dans une bibliographie...

Mais j'avais en tête d'autres documents qui reprenaient entre autres ces données épidémiologiques mais certains auteurs sont issus de la même équipe, effectivement :
- Mise en évidence de cassures double brin de l'ADN induites par irradiation de kératinocytes humains en microfaisceau alpha, Thomas Poutier, thèse, 2006 (même auteur que le document dont tu as donné le lien)
- Cell cycle-related bystander responses are not increased with LET after heavy-ion irradiation, C. Fournier et al., dans Radiation Research, Radiation Research Society, 2007
- Quantitative Chemical Mapping by Micro- and Nano- Ion Beams of Biomaterials/Biological Medium Interfaces, pour la 11th International Conference on Applications of Nuclear Techniques, 2011
- Monte-Carlo dosimetry on a realistic cell monolayer geometry exposed to alpha particles, Ph. Barbet et Al., dans Physics in Medicine and Biology 2012

D'après ma compréhension, le document que tu cites aborde le sujet de l'effet abscopal sous la dénomination de réponse adaptative. La thèse finale aborde d'ailleurs le sujet. Il aborde également la radio-resistance qui pourrait être induite par de faible dose.

Je ne suis pas là pour défendre ou démonter la position de la CRIIRAD (je n'ai pas le niveau...), mais juste pour donner des éléments de contradiction pour la reflexion.

Salut,

racoon a écrit:
Je ne suis pas là pour défendre ou démonter la position de la CRIIRAD (je n'ai pas le niveau...), mais juste pour donner des éléments de contradiction pour la reflexion.

Aucun souci, c'est comme ça que l'on fait avancer le schmilblick

Salut,

racoon a écrit:Ma principale source est ma mémoire d'une autre vie (qui date un peu maintenant), où j'ai pu participer à de telles expérimentations sur accélérateur de particules avec des équipes impliquées dans l'étude des faibles doses sur les cellules.

Ne se pose-t-il pas alors la question de la transposabilité aux faibles doses issues du nucléaire et de la limite des équivalences prévues par les modèles de radioprotection?

Je peux me tromper, mais il me semble qu'avec un accélérateur, on parle a priori de particules de haute énergie (comparées aux autres particules ionisantes), qui sont de plus souvent directement ionisantes quand il ne s'agit pas même de particules lourdes chargées. Dans ce cas, par rapport à une dose équivalente venant de particules émises par des radionucléides (qui seraient en plus grand nombre mais avec chacune une plus faible énergie), le dépôt d'énergie doit très localisé et beaucoup moins homogène, avec à l'échelle des cellules certaines qui reçoivent une forte dose et d'autres qui n'ont rien, non?

Du coup, même si globalement la dose reçue/équivalente est faible, je ne suis pas certain que l'on puisse comparer aux "faibles doses" du nucléaire...

Cyrus_Smith a écrit:Salut,

racoon a écrit:Ma principale source est ma mémoire d'une autre vie (qui date un peu maintenant), où j'ai pu participer à de telles expérimentations sur accélérateur de particules avec des équipes impliquées dans l'étude des faibles doses sur les cellules.

Ne se pose-t-il pas alors la question de la transposabilité aux faibles doses issues du nucléaire et de la limite des équivalences prévues par les modèles de radioprotection?

Je peux me tromper, mais il me semble qu'avec un accélérateur, on parle a priori de particules de haute énergie (comparées aux autres particules ionisantes), qui sont de plus souvent directement ionisantes quand il ne s'agit pas même de particules lourdes chargées. Dans ce cas, par rapport à une dose équivalente venant de particules émises par des radionucléides (qui seraient en plus grand nombre mais avec chacune une plus faible énergie), le dépôt d'énergie doit très localisé et beaucoup moins homogène, avec à l'échelle des cellules certaines qui reçoivent une forte dose et d'autres qui n'ont rien, non?

Du coup, même si globalement la dose reçue/équivalente est faible, je ne suis pas certain que l'on puisse comparer aux "faibles doses" du nucléaire...

Effectivement, c'est une des limites de l'exercice qui permet essentiellement de se placer dans des conditions un peu plus déterministes qu'en utilisant des radio-isotopes.
Ces accélérateurs sont capables de :
- connaitre et moduler l'énergie du faisceau d'ions (y compris légèrement sous le MeV)
- focaliser précisément le site d'impact de la particule
- délivrer plusieurs types d'ions (dont des protons uniques) et même des électrons. Le facteur de pondération (=dangerosité relative) d'un proton (H+)  n'est "que" de 2 contre 1 pour un électron (beta) et un photon (gamma) ou 20 pour une particule alpha. (http://www.icrp.org/docs/P103_French.pdf).

L'objectif est :
- de corroborer (ou non) les résultats épidémiologiques
- de mettre en évidence les mécanismes biologiques en fonction du site d'impact dans la cellule et hors de la cellule. A charge par la suite de transposer ces éventuels résultats sur les rayonnements de radio-isotopes par d'autres études ou expériences.

.../...

Dans le nucléaire, qui contrôle qui ?

Le premier responsable des contrôles c'est l'exploitant, donc EDF pour les centrales nucléaires.

Areva, le fabriquant, contrôle lui-même ses usines et EDF, en tant que client, vérifie ce qui est fait par Areva et par ses sous-traitants.

Ensuite intervient le contrôle de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN). Des inspections de terrains (environ 2.000 par an) sont réalisées sur les installations nucléaires et chez les fabricants, en France comme à l'étranger. Ces inspections peuvent être annoncées ou inopinées.

L'ASN examine également les documents, les données de bases de l'exploitant pour vérifier les analyses techniques et leurs conclusions ou encore leur cohérence vis-à-vis de la réglementation.

Jusqu'ici on ne prenait pas comme hypothèse que des données de bases soient falsifiées, explique à l'AFP Olivier Gupta, directeur général de l'ASN. On est face a une situation nouvelle qui nécessite de faire évoluer nos pratiques de contrôle, ajoute-t-il.

Comment optimiser les contrôles ?

Les exigences en matière de contrôles internes par les industrielles pourraient être augmentées. Des doubles vérifications, tant de la part du fabricant Areva que de la part du client EDF, pourraient être exigées.

On ne mettait pas en cause les valeurs issues de ces essais, il va falloir, au moins par échantillonnage, faire des vérifications par nous-même, explique Olivier Gupta.

L'ASN pourrait également exiger que les tests soient réalisés à la fois par l'industriel et par un laboratoire indépendant.

Mais le directeur général de l'ASN écarte toute posibilité de se substituer à la police.

On voit mal comment l'ASN, une autorité administrative, serait légitime à perquisitionner, à avoir des pouvoirs judiciaires, note Olivier Gupta.

Mais pour la première fois, l'Autorité a fait un signalement au procureur de la République.

La filière nucléaire est-elle durablement mise à mal'

Suspicions de falsifications de dossiers de fabrication, défaut dans la composition de l'acier de certains composants: ces révélations écornent l'image de la filière nucléaire française.

Cela peut faire un peu frémir, admet François Pouzeratte, du cabinet Eurogroup Consulting. Mais à plus long terme, c'est plutôt de nature à renforcer la filière dans un souci de transparence, de fiabilité et de sûreté accrue.

C'est très bien de se remettre en cause, estime un bon connaisseur du secteur. Ce n'est pas parce qu'on apporte des corrections que tout d'un coup, tout est pourri.

Areva a dit vouloir purger le passé et en tirer les leçons pour rendre de telles pratiques impossibles.

Le spécialiste de l'atome a mis en place des doubles vérifications. EDF a lui renforcé ses équipes pour surveiller les fabrications chez Areva.

Les anomalies vont-elles entraîner une pénurie d'électricité en France?

En raison de l'arrêt d'environ un tiers des réacteurs français, dont certains pour des contrôles de sûreté, EDF a revu à la baisse son objectif de production d'électricité nucléaire pour 2016.

Mais si l'atome génère environ 75% du courant produit en France, d'autres filières de production sont disponibles: centrales thermiques (gaz, fioul, charbon), barrages hydroélectriques, éoliennes et panneaux photovoltaïques. La France peut aussi importer.

RTE, le gestionnaire des lignes à haute tension, se prononcera début novembre sur les capacités du pays à faire face à ses besoins pour l'hiver.


source :http://www.romandie.com/news/Nucleaire-les-methodes-de-controle-sontelles-a-revoir-/747922.rom

Incendie cette nuit dans une centrale en Lorraine , c'est ICI

et se serait sans gravité

Salut,
le Science & Vie de Février 2017 (n°1193) propose un dossier d'une quinzaine de pages sur le Nuke en France.



Au programme, défauts de fabrication de l'EPR, prolongation de l'utilisation des centrales vieillissantes et démantèlement des vieux réacteurs.

Exemple avec le cas de la cuve montée pour le futur EPR, avec défaut de teneur en carbone : p48

"Cette cuve de 510 tonnes et l'élément le plus critique du réacteur, le coeur même où est confiné, refroidi et maîtrisé le combustible radioactif en fission. Pour tout dire, la rupture de ce composant n'est même pas envisagée dans les études de sûreté."
[...]
Le problème : un excès de carbone dans la partie basse de a cuve, susceptible de perturber les propriétés mécaniques locales. Trop de carbone dans un acier réduit en effet sa résistance à la propagation des fissures. Le matériaux devient moins tenace et moins résilient. En témoignent les essais réalisés en septembre 2014 par les ingénieurs d'Areva sur deux jeux de trois éprouvettes : la capacité d'absorption des chocs sans rupture était en moyenne de 14% inférieure à la valeur de référence, voire 40% en dessous sur certains échantillons...

Et pour le démantèlement des anciennes centrales-graphite-gaz p56 :

Le 29 mars dernier, en pleine réunion avec les autorités de sûreté, un représentant d'EDF annonçait tout de go que l'électricien reporterait de plusieurs décennies le démantèlement de ses six réacteurs graphite-gaz issus du premier programme nucléaire français des années 1950.

Motif de cette rebuffade : la technique de déconstruction étudiée depuis maintenant quinze ans s'avère finalement trop difficile à mettre en oeuvre !"

[...]

C'est pourquoi ces six monstres radioactifs implantés à Chinon, à Saint Laurent des Eaux et au Bugey devaient totalement disparaître à l'horizon 2036; une promesse qui laisse rêveur quand on sait que le nouvel échéancier d'EDF s'avance désormais vers...le début du XXIIe siècle.

Bonjour

Je ressort d'une formation sur la radioprotection ,c'est intéressant mais pas moyen de mettre les PDF en lien...

Par contre, concernant la dose annuelle moyenne en France :




Sources : IRSN

Un document très bien pour les bases de la radioprotection, et sur les émissions radioactives (pour comprendre) :
http://www.inrs.fr/dms/inrs/CataloguePapier/ED/TI-ED-958/ed958.pdf

Un autre sur les effets des essais nucléaires :
http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Environnement/surveillance-environnement/resultats/retombees-tirs-armes-nucleaires/Documents/IRSN_serie_fiches_tirs_08-2015.pdf

Et enfin la page Web de l'IRSN qui explique les bases de la radioactivité
http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Nucleaire_et_societe/education-radioprotection/bases_radioactivite/Pages/sommaire.aspx#.WNQm0m_hCpo

Concernant les démantèlements, EDF a mis en ligne un document intéressant (même si il est partial ) en 2013 :


[url=https://www.edf.fr/sites/default/files/Mini sites Nucl%C3%A9aire/Note deconstruction 2013.pdf]https://www.edf.fr/sites/default/files/Mini%20sites%20Nucl%C3%A9aire/Note%20deconstruction%202013.pdf[/url]


l'ASN a mis en 2015 la liste des installations en cours de demantelement :
https://www.asn.fr/Informer/Dossiers-pedagogiques/Le-demantelement-des-installations-nucleaires/Les-installations-en-cours-de-demantelement

Cuve de l'EPR de Flamanville : l'incroyable légèreté d'Areva et EDF
...
La forge du Creusot a fourni des pièces non conformes à la réglementation à plusieurs centrales. Parmi elles, la cuve de l'EPR de Flamanville qui attend toujours d'être validée par l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN).
Pourtant, deux documents obtenus par France Inter, et plusieurs témoignages démontrent qu'EDF et Areva avaient été alertées dès 2005 des dysfonctionnements de cette usine. Malgré cela, les deux industriels ont continué à lui confier des fabrications sensibles.
...
En 2003, elle (La forge du Creusot) tombe dans l'escarcelle d'un homme d'affaires : Michel-Yves Bolloré. Le frère aîné de Vincent (qui a refusé de répondre à nos questions) n'est pas à proprement parler passionné par la sidérurgie, témoigne René Dumont, qui dirigeait la forge à l'époque :
L'objectif de Bolloré était financier, il n'était pas spécialement technique. Je n'ai pas pu lui faire parler de stratégie industrielle.
De nombreux cadres désertent alors la forge. Au Creusot, on voit arriver de nouveaux sous-traitants, qui ne connaissent pas toujours bien le métier. L'usine connaît alors de nombreux problèmes de fabrication : pièces rebutées, suivi de la qualité défaillant...

L'alerte est claire. Et suffisamment sérieuse pour que le patron de l'ASN de l'époque, André-Claude Lacoste se rende en personne au Creusot. Il nous a confirmé être revenu "effondré" par ce qu'il avait constaté : l'usine n'est pas au niveau.
...
Areva rachète donc l'usine et son atelier de mécanique à Michel-Yves Bolloré pour la somme astronomique de 170 millions d'euros. Les deux sites lui avaient coûté environ 800 000€ trois ans plus tôt. Au moment du rachat, la décision est déjà prise : le Creusot forgera le fond et le couvercle de la cuve de l'EPR de Flamanville. Pourtant, "toutes les expertises qui sont intervenues après, concluent qu'à cet instant précis les usines du Creusot n'avaient pas la capacité nécessaire à la réalisation de ces pièces" s'étonne Jean-François Victor, un ancien proche de Bolloré dans cette affaire. EDF admet pourtant avoir identifié des problèmes de qualité sur le site creusotin à l'époque.
...
Les éléments de la cuve de l'EPR à peine sortis de la forge, l'ASN s'inquiète. Dès août 2006, elle écrit à Areva pour lui demander de démontrer que les deux pièces sont bien conformes à la réglementation. Pendant près de 7 ans, les échanges de courrier se succèdent, mais aucune analyse n'est pratiquée. Le 24 janvier 2014, la cuve, qui est arrivée sur le chantier de Flamanville, est posée dans le bâtiment réacteur. Neuf mois plus tard, le verdict tombe. Areva a enfin fait des tests. Ils sont négatifs : le fond et le couvercle présentent des anomalies. Dans le jargon des sidérurgistes, on appelle cela des "ségrégations carbone". "L'acier de la cuve doit normalement contenir 0,2% de carbone, explique Yves Marignac, expert du secteur nucléaire. Là, c'est une concentration de plutôt 0,3%, ça suffit pour modifier les propriétés mécaniques de l'acier et en particulier pour influencer la température à laquelle il devient moins souple et plus cassant." Ennuyeux, lorsque l'on sait que le scénario de rupture de la cuve n'existe pas dans le nucléaire. Il n'y a pas de plan B en cas d'accident de ce type.
...
Areva a refait ses calculs : la cuve est bonne pour le service malgré ses défauts, affirme l'industriel. L'ASN décidera, en septembre prochain probablement, si elle valide cette démonstration. Mais dès qu'elle a appris l'existence de défauts sur la cuve, elle a demandé un audit complet de l'usine du Creusot. Areva traîne des pieds, fournit un premier rapport, "totalement creux" d'après un proche du dossier. L'ASN se fâche, exige une revue complète de l'usine. Areva s'exécute. En mai 2016, les conclusions tombent, invraisemblables : des pièces non conformes ont été livrées à l'industrie nucléaire et, dans certains cas, les dossiers de fabrication ont été falsifiés de façon à le dissimuler au client.
...
Parmi ces "déviances", la plus problématique concerne un générateur de vapeur, fabriqué en 2008, et installé sur le réacteur 2 de la centrale de Fessenheim en 2012. Lors de sa fabrication, la pièce est sortie trop courte de la forge. Il était impossible d'en couper les extrémités pour éliminer les impuretés qui s'accumulent à chaque bout, une phase essentielle dans cette industrie. La pièce aurait dû être rebutée. Mais il a été décidé de la livrer quand même à EDF (voir document ci-dessous) sans prévenir l'électricien de ce "défaut" potentiellement grave sur un équipement aussi sensible.
...
En décembre dernier, une équipe d'inspecteurs internationaux a débarqué au Creusot. Nous nous sommes procuré le rapport de l’ONR, l’autorité de sûreté britannique (document ci-dessous). Il est dévastateur pour l’industriel français. L’expert nucléaire anglais Paul Dorfman avoue qu’il a « rarement vu l’ONR aussi sévère dans un rapport ». On y apprend notamment que les visiteurs étrangers ont repéré que les techniciens d'Areva continuaient à corriger leurs rapports avec du fluide correcteur blanc. Une pratique bannie dans le nucléaire, où l'on doit toujours avoir l'historique des modifications, que ni les auditeurs d'Areva, ni ceux d'EDF qui étaient passés avant, n'avaient noté. Surtout, les inspecteurs doutent que les mesures prises par Areva pour remettre l’usine dans le droit chemin seront suffisantes. Et ils suggèrent qu’EDF se tourne vers un autre fournisseur pour le projet de construction de deux EPR à Hinkley Point. Une perspective catastrophique pour la forge du Creusot. Lors d’une visite sur le site en mai dernier, Emmanuel Macron, alors ministre de l’Economie, estimait qu’il y aurait « plusieurs centaines de licenciements » sur place si l’usine n’obtenait pas le marché anglais.
...

https://www.franceinter.fr/sciences/cuve-de-l-epr-de-flamanville-l-incroyable-legerete-d-areva-et-edf

Écouter bien ce que dit Yves Marignac. Et rappelez-vous que l'EPR est plus puissant que les tranches actuelles. Et que les conséquences, en cas d'accident ou d'incident, seront également décuplées, surtout si un excès de confiance a entrainé aucune préparation aux dysfonctionnements éventuels.

Pour Yves Marignac, expert indépendant sur le nucléaire, la sûreté promise initialement n'est pas au rendez-vous.

http://rmc.bfmtv.com/mediaplayer/video/epr-de-flamanville-valider-l-exces-de-confiance-de-l-industriel-c-est-tres-grave-959699.html

albertspetz a écrit:Et que les conséquences, en cas d'accident ou d'incident, seront également décuplées, surtout si un excès de confiance a entrainé aucune préparation aux dysfonctionnements éventuels.

Oui et non, car d'un autre côté, la conception même de l'EPR envisage des cas d'accidents qui n'avaient pas été prévus sur les réacteurs actuels.
En particulier les retex de TMI, Tchernobyl et Fukushima font que l'accident où il y a fusion du coeur qui du coup sort de la cuve est prévu: un récupérateur de corium est en place pour intercepter le coeur et l'inactiver...

Pour en revenir à la cuve, l'argument pour la valider (et dont on pense ce qu'on veut) est que les excès de carbone sont dans le fond, et que celui-ci contient toujours de l'eau liquide, même lors des découvrements transitoires du coeur (qui sont eux-même des situations accidentelles rares). Du coup, lorsque le coeur est renoyé par un apport brusque d'eau liquide des systèmes de sécurité, le fond de la cuve ne subit pas le choc thermique comme les parois latérales de la cuve.

Salut,

Cyrus_Smith a écrit:Du coup, lorsque le coeur est renoyé par un apport brusque d'eau liquide des systèmes de sécurité, le fond de la cuve ne subit pas le choc thermique comme les parois latérales de la cuve.

Il me semble plutôt que le choc thermique a bien été étudié et envisagé, mais les experts considèrent que cela reste dans leurs "marges acceptables" s'il y a un "suivi régulier" pour assurer les 60 années de service.

Si on étudie les notes du rapport de l'IRSN/ASN, l'injection d'eau conduit bien à un choc froid sur le fond de cuve (calotte inférieure) :

p 103 a écrit:Situation de 3e catégorie de brèche primaire
L’apparition d’une brèche sur le circuit primaire provoque la mise en service de l’injection de sécurité qui compense rapidement le débit perdu à la brèche. Ce système injecte donc de l’eau froide dans le circuit primaire qui, en pénétrant dans la descente annulaire de la cuve, provoque un choc thermique sur la paroi de celle-ci et notamment sur la calotte inférieure.

http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_gp/Documents/GPESPN/IRSN-ASNDEP_Rapport-GPESPN_cuve-FA3_201706.pdf

Par ailleurs, la "fiche pédagogique" de l'IRSN résume assez bien la situation et donne plusieurs clefs pour comprendre le dossier.

Les situations utilisées pour définir les chargements thermomécaniques s’appliquant au couvercle et au fond de la cuve ont été examinées et analysées par l’IRSN, en considérant à chaque fois les situations de choc chaud et de choc froid. L’analyse a porté sur l’exhaustivité des situations considérées par Areva NP ainsi que sur leur caractérisation.
À titre d’illustration, le schéma ci-dessous présente le cas d’une brèche sur le circuit primaire étudiée par Areva NP dans le cadre de ce dossier, qui entraîne un choc froid sur le fond de la cuve.

http://www.irsn.fr/FR/Actualites_presse/Actualites/Documents/IRSN_Anomalie-cuve-EPR_Fiche-pedagogique_20170628.pdf

tarsonis a écrit:Salut,

Cyrus_Smith a écrit:Du coup, lorsque le coeur est renoyé par un apport brusque d'eau liquide des systèmes de sécurité, le fond de la cuve ne subit pas le choc thermique comme les parois latérales de la cuve.

Il me semble plutôt que le choc thermique a bien été étudié et envisagé, mais les experts considèrent que cela reste dans leurs "marges acceptables" s'il y a un "suivi régulier" pour assurer les 60 années de service.

Si on étudie les notes du rapport de l'IRSN/ASN, l'injection d'eau conduit bien à un choc froid sur le fond de cuve (calotte inférieure)

Oui et non; selon la note de la page 151 il est considéré pour l'étude, mais c'est une situation pénalisante qui ne se produit pas forcément:

Areva NP estime [44] que le fait d’appliquer directement en fond de cuve la température de mélange entre le débit du RIS-RA en mode RA et le débit d’IS sans prendre en compte le mélange avec le volume d’eau froide contenu dans l’espace annulaire et le  fond de cuve constitue un conservatisme. De plus, le choc thermique chaud est considéré instantané. Au vu du faible débit d’injection du système RIS-RA en mode RA (environ 150 kg/s), le rapporteur convient que la non prise en compte du volume d’eau froide contenu initialement dans la cuve ainsi que l’hypothèse de choc thermique instantané sont des sources de conservatisme.

Donc par rapport à ce que je pensais (l'argument plus haut vient d'un enseignant de l'INSTN), c'est "encore mieux" si on peut dire.

Salut,

Cyrus_Smith a écrit:
Oui et non; selon la note de la page 151 il est considéré pour l'étude, mais c'est une situation pénalisante qui ne se produit pas forcément:

Areva NP estime [44] que le fait d’appliquer directement en fond de cuve la température de mélange entre le débit du RIS-RA en mode RA et le débit d’IS sans prendre en compte le mélange avec le volume d’eau froide contenu dans l’espace annulaire et le  fond de cuve constitue un conservatisme. De plus, le choc thermique chaud est considéré instantané. Au vu du faible débit d’injection du système RIS-RA en mode RA (environ 150 kg/s), le rapporteur convient que la non prise en compte du volume d’eau froide contenu initialement dans la cuve ainsi que l’hypothèse de choc thermique instantané sont des sources de conservatisme.

Donc par rapport à ce que je pensais (l'argument plus haut vient d'un enseignant de l'INSTN), c'est "encore mieux" si on peut dire.

Attention, je parle du cas d'un choc froid sur le fond de cuve, tandis que tu parles d'un choc chaud, où les systèmes d'injection de sécurité (RIS) passent en mode "refroidissement à l'arrêt" (RA), avec une réinjection dans un réacteur "refroidi", d'eau chaude aspirée des branches chaudes...donc juste après un choc froid produit justement par une injection de sécurité (IS) des RIS.

Le choc froid est reconnu et repris en annexe 6 du rapport (p163) .

Surpression à froid de 4e catégorie de brèche sur le circuit RIS-RA, en mode RA
Cette situation provoque dans un premier temps un choc froid lié à l’injection d’eau froide par l’injection de sécurité puis à une surpression lorsque l’opérateur isole la brèche. À la demande du rapporteur, Areva NP a caractérisé cette situation non identifiée dans le DDS et en a évalué l’effet sur la calotte inférieure en 4e catégorie en utilisant un coefficient d’échange variable en fonction du débit [57].
[...]. Le rapporteur considère que la caractérisation proposée par Areva NP supposant un choc froid instantané de 124 °C associé à une pression primaire de 74,5 bars (pression de tarage des soupapes de sûreté du pressuriseur en état C) est enveloppe.

Ce sont deux cas radicalement différents.

tarsonis a écrit:Ce sont deux cas radicalement différents.

Pardon, j'ai en effet parcouru trop vite le document   ; Effectivement, dans ce cas, il évoque (le paragraphe que tu cites) une situation "enveloppe" la plus pénalisante, sans se prononcer sur sa plausibilité.

Salut,

L'ASN organise une consultation du public au sujet de [son avis sur] la cuve de l'EPR: https://www.asn.fr/Reglementer/Consultations-du-public/Consultations-du-public-en-cours/EPR-projet-d-avis-de-l-ASN-relatif-a-l-anomalie-de-la-composition-de-l-acier-du-fond-et-du-couvercle-de-la-cuve (jusqu'au 12 septembre).

L'IRSN vient de publier le resultat du projet Shamisen :

28 recommandations spécifiques à l’accident nucléaire pour améliorer à la fois la préparation à la crise, la gestion de la crise et la phase post-accidentelle.

Les recommandation en anglais sont ici : http://www.irsn.fr/FR/Actualites_presse/Actualites/Documents/IRSN_Shamisen-recommendation-guide_201709.pdf

L'infographie ci dessous résume les résultat de cette étude :

Hello,
l'IRSN a publié le bilan 2017 de l'exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants.

Infographie ici :
https://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_expertise/Documents/radioprotection/IRSN_Infographie-Exposition-travailleurs-2017.pdf

Etude complète ici :
https://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_expertise/Documents/radioprotection/IRSN_Rapport-Exposition-travailleurs-2017.pdf

Difficile de résumer rapidement les 126 pages car de nombreux passages sont intéressants.

Avec tous les biais et approximations que cela peut inclure, l'étude dégage la répartition des doses dans les activités soumises à un régime d'autorisation :


Sans surprise, les activités médicales et nucléaire représentent la plus grosse dose.


- certaines professions du nucléaire se mangent plus de doses que d'autres, notamment la "logistique" :



Et un point qui va donner du grain à moudre à pas mal de monde : la prise en compte de la dose du personnel navigant (compagnies aériennes civiles) :



Ce qui représente plus que la dose du secteur Nucléaire, et presque l'ensemble des professions à régime d'autorisation (environ 360 000 personnes)...sur un effectif de 22600 personnes (ce qui explique la dose moyenne de 2,1mSv pour 2017), car seules 10 compagnies aériennes ont participé à l'étude.

Au 31 décembre 2017 SIEVERTPN (cf. page 101) avait transmis la totalité des doses des personnels navigants (PN) à SISERI pour dix compagnies civiles ayant adhéré. Au total, 22 600 PN ont été suivis.

Le Tableau 32 présente le bilan du suivi des PN civils (calcul des doses par SIEVERTPN) ; le Tableau 33 présente le bilan des PN militaires à partir des données du SPRA, issues de mesures de l’équivalent de dose Hp(10) à l’aide de dosimètres individuels pour les deux composantes photonique et neutronique.

En 2017, près de 20 % des doses individuelles annuelles des PN civils sont inférieures à 1 mSv et 80 % des doses étaient supérieures ou égales à 1 mSv.
Les doses maximales observées se situent, pour 564 PN entre 4 et 5,5 mSv (dose individuelle maximale enregistrée pour les PN civils en 2017, contre 5,2 mSv en 2016).
Cette répartition des doses est comparable à celle observée en 2016 et reste très proche de celle observée dans d’autres pays européens, comme par exemple l’Allemagne ou les Pays-Bas.

On pourrait conclure que le transport aérien civil représenterait une plus grosse dose distribuée à la population que la filière nuke....ça serait un argument massue des "pro-nuke".
On a pu lire de nombreux articles dans la presse cet été à propos du risque de cancer un peu plus élevé chez le personnel navigant que dans la population moyenne :
Cancers : le personnel navigant plus à risque

Mais les articles qui faisaient le lien avec l'exposition accrue aux rayons cosmiques se faisaient plutôt rares, préférant les problèmes de rythme circadien (attention, il est très difficile de conclure en multi-factoriel).

Bien que l'étude de base ait consacré un paragraphe entier :

Cancer prevalence among flight attendants compared to the general population

It should be noted that cabin crew have the largest annual ionizing radiation dose of all U.S. workers (e.g. 3.07 mSv vs. 0.59 mSv for U.S. Department of Energy workers). These exposures can easily exceed guidelines released by the NCRP or the International Commission on Radiological Protection.

Ce qui pourrait faire mal aussi en corrélation avec l'étude InWorks concenant les faibles doses et la relation linéaire sans seuil :
https://www.irsn.fr/FR/Larecherche/Organisation/Programmes/projet-Inworks/Pages/projet-Inworks.aspx

Il serait intéressant d'extrapoler à tout le personnel navigant de toutes les compagnies...ainsi qu'à la population qui voyage en avion afin de connaître la dose globale annuelle reçue en homme.sievert....amha ça risque de faire mal.

Hello,
même si c'est assez spécifique, le produit est assez prometteur :
Contaminations cutanées aux radionucléides : le premier traitement d'urgence est commercialisé

le premier traitement local d’urgence pour une contamination cutanée par un actinide (uranium, plutonium, américium, etc.). Ce traitement, une crème lavante très simple d’utilisation, qui empêche l’uranium de passer la barrière de la peau à plus de 95 % si elle est appliquée immédiatement

J'ai hâte de voir les données concernant l'efficacité sur le trio césium/cobalt/strontium, qui seront présentées demain au congrès de HEIR.

Salut Tarsonis

Est ce la mise en circulation de ce produit?

https://www.le-projet-olduvai.com/t403p850-nuclaire-incidents-accidents#176831

Hello,
oui, c'est le même, j'étais passé à côté de ton post

Un article (malheureusement les sources ne sont pas directement lisibles) intéressant a lire sur l'entreposage et la gestion des arrêts de centrales
.

https://www.acro.eu.org/nucleaire-francais-la-fuite-en-avant-ou-leffondrement/

Selon l’IRSN, le scénario qui conduit donc à l’arrêt de 19 tranches de puissance unitaire 900 MWe et à une production électrique d’origine nucléaire abaissée de 420 TWh à 305 TWh en 2025, conduit à la saturation des piscines de la Hague et des réacteurs nucléaires en moins de 5 ans après la première fermeture. Tout le parc nucléaire devra donc s’arrêter pour cause d’occlusion intestinale après la mise à l’arrêt de moins de 9 tanches utilisant du MOX ! 

Ils ont demandé que le rapport soit rendu public, l'IRSN à l'air d'y etre favorable.

https://www.acro.eu.org/wp-content/uploads/2018/09/IRSN-re%CC%81ponse.pdf

A suivre donc