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15 septembre, 2010

Le principe de précaution : bilan de son application quatre ans après sa constitutionnalisation

Classé dans : Info — deedoff @ 19:18

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Rapport de M. Jean-Claude ETIENNE, fait au nom de l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques
n° 25 (2009-2010) – 8 octobre 2009

L’introduction du principe de précaution dans le bloc de constitutionnalité en 2005, par l’adoption de la charte de l’environnement, a suscité une controverse.
Pour ses défenseurs, il s’agissait, face à la multiplication des catastrophes écologiques, de permettre aux autorités publiques de prendre les mesures adéquates pour éviter un dommage irréversible pour l’environnement, même incertain en l’état des connaissances scientifiques.
En revanche, pour ses adversaires, la constitutionnalisation du principe de précaution risquait de faire obstacle à la recherche scientifique, d’étendre la judiciarisation de la société et de bloquer l’initiative économique et l’innovation technologique.
Quatre ans après, cette audition publique vise à dresser le bilan de l’application de ce principe en réunissant à la fois certains protagonistes de l’époque, ainsi que des représentants d’entreprises, d’associations, des scientifiques, des juges et des autorités publiques pour les faire témoigner sur les conséquences réelles de la constitutionnalisation du principe de précaution sur leurs activités.

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Terrorisme nucléaire et radiologique

Classé dans : Info — deedoff @ 15:44

 

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Le trafic de matières nucléaires et radiologiques et la possibilité qu’un groupe terroriste puisse en faire l’acquisition constituent un grave sujet de préoccupation pour les gouvernements et les services de répression nationaux. Si des terroristes parvenaient à se procurer le
matériel nécessaire pour fabriquer et faire exploser un engin nucléaire ou radiologique, les
conséquences pourraient être catastrophiques.
Selon certains rapports de police, renseignements et informations provenant de sources
publiques, l’utilisation par des terroristes de dispositifs de dispersion radiologique, ou
« bombes sales », associant explosifs conventionnels et matières radiologiques, est également
une menace bien réelle.
Les matières radiologiques susceptibles d’être utilisées à des fi ns malveillantes sont
généralement obtenues par des moyens criminels, tels que le trafi c ou le vol sur des sites
nucléaires ou des lieux de stockage.
Une initiative commune
Le projet Geiger est une initiative menée conjointement par INTERPOL et l’Agence
internationale de l’énergie atomique (AIEA) afin de réunir des données exhaustives sur le
trafic illicite de matières nucléaires et radiologiques, d’évaluer précisément les menaces et de
faciliter les enquêtes internationales.
INTERPOL a mis en oeuvre le projet Geiger en 2005 grâce aux données et au soutien
financier du Département de l’Énergie des États-Unis, qui continue à financer le projet
par l’intermédiaire de la National Nuclear Security Administration (NNSA). L’AIEA coopère
étroitement avec INTERPOL en mettant des données et son expertise à disposition, et en
coordonnant des activités d’analyse et de prévention ainsi que les mesures à prendre en cas
d’incident.
Données et analyses
Le projet Geiger gère une base de données contenant des informations sur le trafic illicite de matières nucléaires et/ou radiologiques et sur d’autres activités non autorisées. Les analyses concernent principalement l’évaluation des caractéristiques et des tendances, des
risques et des menaces potentielles, des itinéraires et des méthodes, ainsi que des faiblesses et
des vulnérabilités. Les rapports d’analyse sont consultables sur les sites sécurisés d’INTERPOL
et peuvent être communiqués aux autorités sur simple demande.
Signalement des incidents
La réussite du projet Geiger dépend de la communication en temps opportun par les pays
membres et leurs services de police de rapports d’enquête détaillés. Un formulaire à utiliser
pour signaler les incidents nucléaires et radiologiques est disponible en ligne et peut être
envoyé directement au Secrétariat général d’INTERPOL par le Bureau central national d’un
pays membre via le site Internet sécurisé ; un formulaire peut être téléchargé et transmis aux
services chargés de l’application de la loi et des questions nucléaires, puis envoyé par e-mail
ou par télécopie au Projet Geiger.
Appui opérationnel
INTERPOL peut apporter un appui opérationnel à ses pays membres en lien avec des
incidents radiologiques. Par exemple :
• Déploiement d’une Cellule de crise (IRT) en cas d’incident radiologique afin
d’aider les services de répression dans leurs enquêtes criminelles ;
• Consultation des bases de données d’INTERPOL relatives aux données nominatives,
aux empreintes, aux profils ADN et aux documents de voyage ;
• Publication de notices, utilisées pour alerter la communauté des services chargés
de l’application de la loi sur des personnes recherchées (notices rouges) ou sur
des armes ou des dispositifs susceptibles de constituer une menace pour la sûreté
publique (notices orange) ;
• Expertise stratégique, tactique et en matière d’analyse en cas d’incident radiologique
ou nucléaire.

 

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Bilan des Journées professionnelles RAD

Classé dans : Info — deedoff @ 13:42

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L’ENSOSP a organisé, les 2 et 3 septembre derniers sur le pôle pédagogique d’Aix-en-Provence,  avec la collaboration de la Société Française de Radio Protection, les Journées professionnelles RAD.

Ces 2 journées ont rassemblé une centaine de participants, des milieux concernés (industriels, autorité de sûreté, institutionnels, personnels de santé, universitaires et sapeurs-pompiers) et permis de débattre de différentes thématiques :
- Point d’actualité sur les interventions nucléaires et radiologiques,
- L’organisation opérationnelle,
- La formation et les outils de la compétence,
- Les retours d’expérience,
- Les moyens des services de secours,
- Les obligations réglementaires,
- La réponse aux risques et menaces.

 

Rencontre des acteurs de la profession
Entre les interventions des conférenciers, la visite d’exposition technique et la présentation de matériel sont venues compléter les atouts de ces rencontres. La présence de fabricants de matériels et la collaboration de SDIS voisins et d’institutionnels est à souligner, offrant le lien nécessaire entre le partage des expériences et la qualité des équipements.

Les travaux denses ont permis la rencontre et les échanges entre personnes impliquées fortement dans le domaine de la gestion du risque radiologique tout en favorisant les prises de contact prometteuses en termes de collaboration à venir.

ENSOSP animateur de réseau
Cette réunion de spécialistes, issus de tous horizons, illustre le savoir faire dans les nécessaires synergies relevant du domaine des sapeurs-pompiers et de leurs partenaires institutionnels. Elles démontrent que l’enseignement dispensé était très proche de ce que les équipes rencontrent dans le cadre des opérations.

Ce colloque a aussi mis en avant la nécessité de poursuivre ces échanges entre conseillers techniques départementaux pour faire évoluer les techniques d’intervention et conforte l’ENSOSP dans son rôle d’animateur de réseau.

A l’année prochaine pour un nouveau colloque NRBCE.

 

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La sûreté nucléaire devra être mondiale

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Il y a vingt ans, un réacteur explosait à Tchernobyl, provoquant la plus grave catastrophe de l’histoire de l’atome civil. Aujourd’hui, la relance du nucléaire pose la question de la sûreté, avec d’autant plus d’acuité pour les nouveaux pays nucléaires.

 

La Recherche : Peut-on dresser le scénario type d’un accident nucléaire ?

Philippe Jamet : Il y a évidemment de nombreux cas de figure. Mais imaginons un scénario emblématique où une brèche advient sur le circuit primaire d’un réacteur nucléaire. C’est par lui que la puissance dégagée par le coeur du réacteur s’évacue normalement par circulation d’eau vers un circuit secondaire et ses générateurs de vapeur. Un tuyau qui casse, une fissure qui se propage, une vanne qui s’ouvre malencontreusement, et voilà la vapeur qui fuse du circuit comme d’une Cocotte-Minute ouverte par accident. La vapeur commence à emplir l’enceinte du réacteur, et la pression monte. Parallèlement, le niveau d’eau baisse dans la cuve qui contient le coeur. À un seuil limite, la circulation de l’eau n’est plus possible : le coeur s’échauffe. Pourtant, dès le début de l’incident, les barres de contrôle insérées dans le coeur ont chuté, pour freiner la réaction nucléaire. Mais le coeur va continuer à produire de la chaleur des heures durant. C’est cette puissance résiduelle qui rend difficile la gestion des accidents.

 

Que fait-on pour retrouver un fonctionnement normal ?

Philippe Jamet : D’abord, une injection de sécurité : il s’agit de compenser la fuite en réinjectant de l’eau dans la cuve du réacteur à l’aide de circuits comprenant des pompes, de façon à maintenir un niveau acceptable. Il s’agit également de faire baisser la pression dans l’enceinte : on actionne des espèces de pommes de douche en haut du bâtiment qui aspergent les lieux d’une pluie d’eau froide, condensant ainsi la vapeur et faisant baisser la pression. Ces deux dispositifs, configurés lors de la conception des réacteurs pour répondre à ce type d’accident, vont ramener l’installation à un fonctionnement maîtrisé.

 

Et si ça se passe mal ?

Philippe Jamet : C’est malheureusement possible. Si l’injection de sécurité ne fonctionne pas, le niveau d’eau dans la cuve va encore baisser, le coeur va se découvrir, le combustible chauffe, les gaines qui le protègent vont se fissurer largement et des gaz et des produits de fission vont être émis. Cela peut aller jusqu’à la fusion du coeur du réacteur. C’est ce qui s’est passé en 1979 à Three Miles Island, aux États-Unis. À l’époque, personne n’y avait cru. Ce n’est que six ans plus tard, grâce à une sonde envoyée dans la cuve du réacteur, que l’on a eu la preuve que le coeur avait bel et bien fondu : il faut se figurer un magma, de la lave à 3 000 degrés. Le corium, résultat de la fusion des métaux du coeur et de l’uranium combustible, avait coulé sur le côté et atteint le fond de la cuve. Il ne l’a pas traversée, mais on n’en a sans doute pas été très loin. Les opérateurs de la centrale ont réussi in extremis à sauver le coeur en injectant tardivement de l’eau. Les rejets radioactifs à l’extérieur ont été très faibles. On peut imaginer une suite plus catastrophique encore. Coeur fondu, cuve percée, attaque du béton, enceinte fissurée par une pression trop forte, et, au final, contamination de la population et de l’environnement à la fois par la création d’un nuage radioactif constitué des rejets de l’enceinte et, en sous-sol, par les substances diffusant du coeur du réacteur : c’est le fameux « syndrome chinois * », image de ce dont chacun a peur.

 

Un tel scénario est-il applicable à Tchernobyl ?

Philippe Jamet : Non, les choses se sont passées de façon particulière en Ukraine, d’abord parce que les réacteurs RBMK modérés au graphite et refroidis à l’eau bouillante, en oeuvre à Tchernobyl, étaient de conception très différente des réacteurs à eau dont nous venons de parler. Également, en raison des erreurs humaines qui se sont succédé et de la gestion désastreuse de la crise. Il y a une différence fondamentale avec le scénario de base décrit plus haut. Ce dernier suppose une évolution relativement lente des phénomènes conduisant à des rejets radioactifs dans l’environnement. Or, à Tchernobyl, le réacteur est devenu « critique », c’est-à-dire que la réaction nucléaire s’est emballée. Et, par la suite, le coeur a bel et bien explosé.

 

Les accidents nucléaires ont cette vertu – pour les experts en sûreté que vous êtes – de rendre les centrales plus sûres grâce aux connaissances acquises à ces occasions…

Philippe Jamet : À cet égard, Three Miles Island a provoqué une révolution dans la façon dont on envisage la sûreté nucléaire. Avec cet événement, on a pris soudain conscience qu’un accident nucléaire grave pouvait résulter d’un enchaînement de faits banals, de petites défaillances que l’on croit sans importance : une vanne qui se referme mal, une petite erreur de maintenance, une mauvaise interprétation de ce qu’indique un voyant. La conséquence a été la mise en oeuvre de ce qui est aujourd’hui un pilier de la sûreté nucléaire : le retour d’expérience. Il s’agit d’inverser la logique de succession des événements. Nous partons d’un incident et nous imaginons les enchaînements qui pourraient se produire si, par exemple, il se cumulait avec un autre, déjà observé. Et nous essayons de classer les incidents. En France, nous comptabilisons chaque année, sur le parc de 58 réacteurs, 500 événements significatifs pour la sûreté ; 150 incidents marquants ; et 20 incidents dits précurseurs, à examiner en profondeur. L’inondation du site nucléaire du Blayais, près de Bordeaux, fin 1999, entre dans cette dernière catégorie. Sur l’un des réacteurs, un court moment, les systèmes permettant l’injection de sécurité et de refroidissement de l’enceinte en cas d’accident ont été perdus, ainsi que la moitié de ce qui sert à refroidir les systèmes de sûreté.

 

Tout cela rappelle l’exercice pratiqué par les ingénieurs de la navette spatiale américaine. « What if… »  Ce qui, du reste, n’a pas été suffisant pour empêcher l’explosion de Columbia !

Philippe Jamet : Cet accident nous a fait réfléchir parce qu’il semble qu’il y ait eu des pressions sur les experts, ce qui les a amenés en définitive à ne pas annuler le vol. Il y a, pour nous, un risque similaire qui émerge dans le nucléaire avec la déréglementation du marché de l’énergie. Le danger est que le souci de productivité des nouveaux opérateurs ne conduise à ce genre de décision. Pour instruire ce risque, EDF a mis en place des groupes de travail « sûreté disponibilité », chargés d’analyser les cas de conflit où il y a confrontation entre la survenue d’un problème de sûreté avec la nécessité de maintenir la production, en redémarrant par exemple une tranche nucléaire. Ne croyez pas que le problème soit simple et que tout se résume par « plus on veut produire, moins on est sûr ». Par exemple, un opérateur qui met tout son soin à ce que la tranche soit la plus fiable possible et donc le moins souvent possible à l’arrêt va dans le sens de la sûreté. En la matière, il n’y a pas de vérité toute faite.

 

L’examen des accidents et la démarche de retour d’expérience n’épuisent pas toutes les questions que l’on se pose. Qu’en est-il des recherches en cours en sûreté nucléaire ?

Philippe Jamet : Three Miles Island, une fois encore, a déclenché toute une recherche sur les accidents graves qui se poursuit aujourd’hui. L’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) étudie, par exemple, le phénomène de l’« explosion vapeur », susceptible d’être enclenchée par contact entre le corium à 3 000 degrés et l’eau utilisée pour stopper la fusion. Également – c’est un dossier crucial – la survenue d’une oxydation des gaines des combustibles avec production d’hydrogène. Les recherches à ce sujet ont abouti à l’implantation, dans les centrales françaises, de recombineurs susceptibles de consommer l’hydrogène produit par oxydation lors d’un accident touchant le combustible du coeur pour en limiter la concentration. Par ailleurs, l’IRSN travaille sur la chimie, très complexe, de l’iode. Il s’agit, là aussi, d’une question importante puisque l’iode est l’un des principaux produits radioactifs pouvant contaminer les populations. Enfin, l’examen d’un phénomène inattendu, qui tient à la composition des barres de commande du réacteur. Sur les installations de 900 mégawatts, la partie la plus ancienne du parc français, les barres étaient faites d’un alliage comprenant de l’argent. On s’est aperçu récemment que la présence de ce métal avait pour effet de réduire les rejets accidentels d’iode. Entre-temps, avec la modernisation du parc, EDF a remplacé l’alliage d’argent par du carbure de bore, plus intéressant du point de vue neutronique. L’IRSN fait actuellement des expérimentations sur ce dernier matériau, pour caractériser son influence sur les rejets accidentels, dans le cadre des recherches sur les réacteurs les plus récents et les réacteurs du futur.

 

Y a-t-il un point d’attention particulier concernant le vieillissement du parc nucléaire français ?

Philippe Jamet : Lors des maintenances, l’habitude est de changer les matériels qui doivent l’être. Il y a des impossibilités. Pas question par exemple de remplacer la cuve du réacteur, qui a tendance à devenir fragile avec l’âge et les radiations. De même, l’enceinte. Je pense aussi aux kilomètres de câbles que l’on trouve dans un bâtiment réacteur, impossibles, eux aussi, à changer. Enfin, certains matériels peuvent être remplacés mais doivent aussi faire l’objet d’une surveillance sans relâche : il s’agit des générateurs de vapeur, dont certains sont prompts à se corroder.

 

En définitive, sur quels concepts et quels outils se fonde aujourd’hui la sûreté ?

Philippe Jamet : Les experts en sûreté ont forgé le concept de « défense en profondeur », à partir de la configuration de l’installation nucléaire avec ses trois barrières qui confinent le combustible : gaine, cuve et enceinte. Ils en ont déduit l’idée qu’il fallait instaurer des niveaux de défense aussi indépendants les uns des autres que possible. La protection tient d’abord à la prévention des incidents et de l’accident, par une bonne conception de réacteur et son exploitation correcte. Puis elle est assurée par la surveillance du réacteur. En cas d’incident, un système de sauvegarde doit permettre de faire face. Enfin, en cas d’accident grave, une gestion de crise, pensée et préparée, doit limiter les dégâts. Quant aux outils de la sûreté, je citerai l’évaluation probabiliste. Il s’agit de calculer des probabilités pour chacune des séquences d’événements menant à la fusion du coeur ou à des rejets radioactifs. On en déduira les scénarios les plus probables et les points sensibles. Par exemple, on s’est aperçu qu’il fallait considérer la possibilité d’une perte totale de l’alimentation électrique d’une centrale, par défaillance à la fois des lignes externes qui y amènent le courant et des systèmes Diesel qui servent de secours pour faire fonctionner les circuits de sauvegarde.

 

Comment prendre en compte le facteur humain ?

Philippe Jamet : Après Three Miles Island, les exploitants et les instituts de sûreté tels que l’IRSN se sont penchés sur le fonctionnement de la salle de commande. Après avoir constaté que les procédures de conduite étaient trop compliquées, il n’a plus été demandé à l’opérateur de chercher à identifier précisément le scénario de l’accident, mais de surveiller cinq grands paramètres, et de suivre des instructions précises en fonction des valeurs atteintes. Par ailleurs, un poste d’ingénieur sûreté détaché des opérations de conduite proprement dites a été créé. Puis les choses ont évolué et on s’est focalisé sur la question de l’interface homme-machine. Elle est en pleine évolution. Sur les réacteurs français les plus récents, l’ordinateur s’occupe de beaucoup de choses, et la philosophie générale est plutôt de guider l’opérateur en lui demandant de « cliquer » pour marquer son accord. Sur le prochain EPR, la tendance actuellement étudiée est de redonner de l’importance à l’opérateur. L’informatique y sera plutôt

conçue comme une aide au pilotage. Bien plus difficile à appréhender est la question de l’évaluation de la sûreté d’une centrale, du point de vue de l’organisation de l’équipe qui la fait tourner. Nos collègues étrangers comme nous-mêmes sommes convaincus de l’importance de cette question, qui touche à la culture de sûreté, mais personne n’a de méthodologie bien établie. Tant de dimensions peuvent jouer un rôle important : climat social, rapports avec le voisinage, etc.

 

Le nucléaire est mondial, et sa relance pose la question de la sûreté des nouvelles installations. Parle-t-on à ce sujet un même langage, en France, en Inde, en Russie, aux États-Unis ?

Philippe Jamet : Dans les pays de l’OCDE, y compris les nouvelles nations adhérentes de l’Est, le discours et les pratiques de sûreté sont très rapprochées. Les différents pays ont, bien sûr, des façons de voir parfois différentes. Par exemple, chez les Anglo-Saxons, la place de la réglementation est très importante. En France, nous accordons plus de place à la jurisprudence. Cela tient beaucoup au fait qu’il n’y a, chez nous, qu’un seul opérateur et un parc homogène. La question se pose, en revanche, de façon cruciale avec les pays émergents qui souhaitent accroître significativement leur parc de centrales : la Chine, bien sûr, l’Inde, ou bientôt l’Amérique latine. La communauté internationale devra être attentive aux moyens qu’accorderont ces pays à la sûreté et à la protection de l’environnement. Enfin, nous avons la Russie qui reste à la traîne, avec son parc comprenant encore des réacteurs RBMK. Même s’ils ont été améliorés, ils ne sont pas au niveau de sûreté des réacteurs occidentaux.

 

Est-il raisonnable de parier sur ces générations à venir de réacteurs dont on dit parfois qu’ils sont « intrinsèquement sûrs » ?

Philippe Jamet : Les outils disponibles permettent aujourd’hui d’identifier les points faibles des réacteurs actuels. Et on peut évidemment imaginer sur le papier des solutions qui semblent beaucoup plus satisfaisantes. Certains concepts nucléaires du futur sont très séduisants. Par exemple, les réacteurs à haute température avec un combustible spécifique pourraient présenter un très grand intérêt dans la mesure où, même en cas d’accident, il ne pourra y avoir de fusion du coeur, qui restera solide et bien en place. Et pourtant il est bon de rester prudent face aux discours enthousiastes. Car la sûreté nucléaire tient à la conception des installations, mais aussi – et c’est souvent oublié – à l’expérience d’exploitation. On a parfois tendance en France à admirer les concepts mais à négliger les savoir-faire. La sûreté des réacteurs à eau pressurisée actuels résulte de tous les ennuis, de tous les incidents auxquels nous avons été confrontés. Cette expérience n’est pas forcément transmissible à un autre type de filière. Si de nouvelles filières devaient être construites, nous aurons immanquablement des ennuis à l’exploitation, il faudra essuyer les plâtres et se forger un nouveau savoir-faire de sûreté. Il faut en être conscient.

 

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Quand les déchets deviennent combustibles

Classé dans : Info — deedoff @ 12:41

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La transmutation est possible mais demande une longue phase d’expérimentation

Concept CAPRA, système RUBBIA, système BOWMAN : la transmutation des déchets à vie longue dans les réacteurs est à l’étude depuis une dizaine d’années. Le principe : diminuer leur radiotoxicité en provoquant leur fission ou en les forçant à capturer un neutron. En France, la piste est considérée comme sérieuse : en 1994, près de 260 millions de francs ont été dépensés pour évaluer les différents scénarios de transmutation. Parmi ceux-ci, un concept plutôt révolutionnaire, associant un accélérateur de protons et un réacteur refroidi au plomb. A l’origine destiné à produire de l’énergie nucléaire propre et sûre, ce système hybride semble être la solution la plus prometteuse.

Leschiffresparlent d’eux-mêmes : dans le monde occidental , chaque année, environ 8 000 tonnes de combustibles irradiés sont extraits des réacteurs . A l’horizon 2010, leur accumulation pourrait atteindre 200 000 tonnes. Des projets de stockage dans les couches géologiques profondes existent mais les difficultés d’ordre technique subsistent (voir l’article de Guislain de Marsily dans ce dossier). Ces difficultés ont amené certains pays comme la France et les Etats-Unis à engager dès le début des années 1990 une réflexion sur les possibilités de transmuter les déchets très radioactifs. Autrement dit, les transformer par réaction nucléaire en noyaux moins radiotoxiques et de durée de vie courte* ou en noyaux stables. La transmutation offre un avantage de taille : elle permet de se débarrasser physiquement des déchets les plus radiotoxiques à long terme. Le succès d’une politique de transmutation réduirait considérablement, voire supprimerait la nécessité de stockage géologique.

Contrairement aux Etats-Unis ou à la Suède, la France a, on le sait, choisi la voie du retraitement. Chaque année, 700 kg de plutonium recyclé sous forme de combustible MOX (un mélange d’oxyde de plutonium et d’oxyde d’uranium) sont consommés dans sept centrales à eau (les REP-MOX). Ce retraitement en centrales dédiées constitue déjà l’amorce d’un programme de transmutation. Cette voie est cependant limitée par le nombre de recyclages possibles (voir l’article de Jean-Paul Schapira au début de ce dossier) ;. Comment améliorer les rendements pour le plutonium et étendre la transmutation aux autres classes de déchets ? En France, plusieurs équipes (CEA, CNRS, Framatome, EDF) se sont penchées sur les aspects théoriques et techniques du problème. Des solutions peuvent être aujourd’hui proposées. Mais comme nous allons le voir, les obstacles techniques ne sont pas tous surmontés. de plus, elle ne concerne qu’une seule catégorie de déchet

Sur le long terme, le problème principal posé par les combustibles irradiés provient surtout des transuraniens (TRU). Rappelons que les TRU sont produits dans les réacteurs à eau pressurisée (REP*, PWR en anglais) par captures neutroniques successives non suivies de fission à partir des isotopes de l’uranium 235 et de l’uranium 238 (voir l’introduction du dossier et l’article de Jean-Paul Shapira). Un grand nombre de ces noyaux se désintègrent par radioactivité alpha* et représentent de fait des sources de radioto- xicité potentielle particulièrement redoutables. Aucun des noyaux transuraniens n’étant stable, la seule manière de s’en débarrasser est de provoquer leur fission en les bombardant par un flux de neutrons.

La transmutation des transuraniens (appelée aussi incinération) se pose en termes différents pour les actinides majeurs (uranium et plutonium) et les actinides mineurs (neptunium, américium et curium). Tout d’abord, leur production en volume est loin d’être la même : les réacteurs à eau pressurisée produisent beaucoup plus de plutonium (200 kg/an dans un REP de 1 000 MWe) que d’actinides mineurs (10,4 kg/an de neptunium, 9,8 kg/an d’américium et 0,8 kg/an de curium dans le même type de REP). Un calcul simple montre que pour incinérer complètement le plutonium produit par trois REP, il faudrait un réacteur incinérateur entièrement consacré à cette tâche. Plus économique, l’incinération des actinides mineurs n’exigerait qu’un réacteur dédié pour trente REP. Mais l’économie s’arrête là… car si la fabrication au niveau industriel des combustibles au plutonium est techniquement au point, il n’en est pas de même, comme nous le verrons plus loin, pour les combustibles à base d’actinides mineurs associés à une forte radioactivité gamma*. Dans le combustible irradié au déchargement d’un REP, on trouve une seconde catégorie de déchets qui dépasse en volume celui des transuraniens. Ce sont des noyaux légers, qui résultent de la fission des noyaux lourds présents dans le coeur du réacteur. La majorité de ces produits de fission (PF) est stable ou caractérisée par une radioactivité à faible durée de vie et ne constitue pas des déchets gênants. Seuls quelques éléments de cette famille sont très actifs ou à durée de vie longue et justifient de ce fait d’être transmutés. Pour ces nucléides, l’opération est simple au moins dans son principe : il faut transmuter l’élément radioactif en le forçant à capturer un neutron. La capture neutronique va transformer le noyau léger et radioactif en un noyau plus lourd et plus stable .

La transmutation des produits de fission suppose au préalable une séparation chimique ou isotopique. Car, pour éviter de transformer les produits stables en noyaux radioactifs, il faut isoler les espèces que l’on désire transmuter. La séparation chimique permet de séparer les produits de fission selon leur espèce chimique. Mais il est courant que plusieurs isotopes de même espèce chimique mais de radiotoxicité très différente soient produits dans la fission. Il faut donc compléter la séparation chimique par une séparation isotopique. Mais ce procédé serait trop coûteux (y compris en énergie) si l’on voulait l’étendre au stade industriel. Dans la pratique, seuls les produits de fission ne nécessitant pas la séparation isotopique sont susceptibles d’être transmutés. Il s’agit des isotopes technétium 99, étain 126 et iode 129 qui, bien que ne représentant que 3 % du total des produits de fission, sont responsables de 75 % de leur radiotoxicité potentielle à long terme. On peut montrer que l’efficacité de leur transmutation est améliorée par l’emploi de neutrons thermiques* ou épithermiques*. De tels spectres sont, rappelons-le, la norme des réacteurs de type REP, mais on peut aussi localement les obtenir dans les réacteurs à neutrons rapides* (RNR).

Les choses sont différentes pour les transuraniens. L’efficacité de leur incinération dépend à la fois de la nature et de l’intensité du flux neutronique dans lesquels ils seront plongés. Les caractéristiques des flux neutroniques des REP sont tels que l’incinération des actinides mineurs dans ces réacteurs est consommatrice de neutrons. L’isotope se comporte alors comme un « poison neutronique ». Ce type de réacteur n’est donc pas approprié au cas des transuraniens. En revanche, les réacteurs thermiques à très haut flux et, surtout, les réacteurs à neutrons rapides permettent une incinération accompagnée d’une production nette de neutrons. Première constatation : de par leur nature, les transuraniens et les produits de fission doivent donc être séparés avant la transmutation.

La fabrication d’éléments combustibles incorporant des actinides mineurs présente aussi des difficultés techniques. Les experts s’accordent pour dire qu’il sera probablement impossible de fabriquer des combustibles à forte concentration en curium du fait de la forte activité gamma de son isotope 244. Au contraire, le neptunium pourrait être simplement mélangé au plutonium et à l’uranium. L’américium est un cas intermédiaire : les combustibles riches en américium associé à l’activité gamma devraient être fabriqués dans des ateliers spécialisés.

La séparation des différents radionucléides à la sortie d’une centrale est donc un élément clé du dossier transmutation et constitue un axe de recherche* prioritaire. En isolant les radioéléments selon leur type et en les plaçant dans des zones* adaptées, on peut espérer optimiser les réactions de transmutation.

Aux problèmes techniques de séparation et d’isolement des nucléides s’ajoute bien sûr un certain nombre de contraintes liées à la sécurité du réacteur dédié à la transmutation (voir l’encadré « La sûreté d’un réacteur »). En tenant compte de ces contraintes et en supposant que l’on maîtrise parfaitement au stade industriel la séparation des différents déchets, quel scénario envisager pour incinérer les transuraniens (plutonium et actinides mineurs) et les produits de fission ?

Un scénario qui a fait l’objet d’études approfondies au CEA inclut un premier recyclage du plutonium dans les REP-MOX. A la suite de ce recyclage, le combustible irradié s’est enrichi en actinides mineurs et en isotopes lourds du plutonium. C’est ce produit dégradé qui servirait alors de combustible dans un RNR de type CAPRA.

Jusqu’à présent, les réacteurs à neutrons rapides construits sur le modèle de Superphénix ont été utilisés pour produire plus de plutonium qu’ils n’en consommaient. Rappelons que cette stratégie des surgénérateurs avait été mise en place dans les années 1960 par crainte d’une pénurie de l’uranium 235 : ainsi pouvait-on espérer utiliser tout l’uranium 238 présent dans l’uranium naturel. Pour ce faire, le coeur de Superphénix a été entouré de couvertures radiales et axiales* d’uranium. Cette géométrie permet de brûler chaque année 800 kg de plutonium et d’en produire 960 grâce à la réaction simple transformant l’uranium 238 en plutonium 239 : 160 kg de plutonium sont donc produits chaque année. Pour se débarrasser du plutonium, une première idée est de transformer Superphénix en consommateur : il faut pour cela remplacer les couvertures en uranium par des couvertures en acier. Les calculs montrent que la production de plutonium serait ramenée dans ces conditions à 640 kg : Superphénix consommera alors 160 kg de plutonium par an. Mais sachant qu’un réacteur REP de 1 000 MWe pro-duit chaque année 200 kg de plutonium, il faudrait donc un peu plus d’un réac- teur de type Superphénix par REP pour consommer le plutonium, ce qui serait absurde. Même en envisageant un recyclage du plutonium dans les REP-MOX, cette version consommatrice de Superphénix reste tout à fait inadaptée. Le concept CAPRA imaginé par le CEA consiste essentiellement à diminuer la production de plutonium dans le coeur en abaissant la teneur en uranium et en augmentant celle du plutonium, qui passerait de 20 % à 45 %. En se fixant une production de 8TWe annuelle, on peut espérer consommer 600 kg de plutonium (au lieu des 160 kg).

Un parc nucléaire comprenant 70 % de REP ordinaires, 10 % de REP-MOX et 20 % de RNR-CAPRA serait alors susceptible de consommer le stock annuel de plutonium. En effet, sept REP (à 1 000 MWe) produisent environ 1 400 kg de plutonium chaque année. Sur ces 1 400 kg absorbés annuellement dans un REP-MOX, seulement 200 kg peuvent être consommés dans le recyclage : il reste 1 200 kg pour charger les RNR-CAPRA. On voit donc qu’il faut deux réacteurs CAPRA pour éliminer le stock de plutonium produit par les sept REP.

Actuellement, des recherches sont en cours pour améliorer sensiblement le rendement des CAPRA : en supprimant complètement l’uranium 238 du combustible, on peut espérer atteindre une consommation de 900 kg (au lieu des 600 kg). Ceci paraît possible en utilisant un plutonium fortement enrichi en plutonium 240, qui jouerait alors le rôle de noyau fertile* et assurerait au réacteur des paramètres de sécurité acceptables. Dans ce scénario de référence, le neptunium pourrait être incinéré sous forme homogène, c’est-à-dire mélangé dans les barreaux au plutonium. Quant à l’américium, à l’activité gamma intense, il serait de préférence incinéré sous forme d’éléments spécialisés (barreaux entiers dédiés à l’américium). Sous ces conditions, un incinérateur à neutrons rapides est susceptible de brû- ler 4,5 kg/TWhe de neptunium et 5 kg/TWhe d’américium. Ces chiffres sont à rapprocher de la production d’un REP : 1,7 kg/TWhe pour le neptunium et 1,6 kg/TWhe pour l’américium. On retrouve ici la nécessité de disposer de deux RNR-CAPRA pour sept REP. Il reste à définir la place des produits de fission.

Dans les réacteurs de type CAPRA, il est théoriquement possible de remplacer toutes ou une partie des couvertures en acier par des éléments comportant des produits de fission. Les études montrent qu’il serait ainsi possible de transmuter chaque année près de 80 kg de produits de fission à vie longue. Ceux-ci étant produits à raison de 24 kg par an dans un REP, nous retrouvons une fois encore le rapport « deux RNR-CAPRA pour sept REP ».

S’inspirant d’une suggestion de Carlo Rubbia du CERN à Genève, on pourrait aussi envisager de remplacer dans les REP-MOX l’uranium 238 par du thorium 232(1). La combustion du plutonium dans les REP-MOX serait alors accompagnée de la production d’uranium 233, celui-ci pouvant ensuite remplacer l’uranium 235 dans les REP. Il faut remarquer à cet égard qu’à la différence du combustible uranium 238-plutonium 239*, le couple thorium 232-uranium 233* peut être recyclé aussi souvent que nécessaire dans les réacteurs thermiques. Autre avantage : la production de transuraniens dans les réacteurs faisant appel au thorium 232 et à l’uranium 233 – noyaux plus légers que l’uranium 238 et que le plutonium 239 – serait de trois à quatre ordres de grandeur au moins inférieure à celle observée dans les réacteurs actuels. La principale difficulté semble résider dans la fabrication de ce nouveau combustible : le thorium 232 produit de l’uranium 233 et une faible fraction d’uranium 232 caractérisé par une intense activité gamma.

Une troisième stratégie – apparemment beaucoup plus simple – serait de remplacer les combustibles enrichis à 3,5 % d’uranium 235 par des combustibles où l’élément fissile serait pour les deux tiers de l’uranium et pour le tiers restant du plutonium 239. Cette voie permettrait de stabiliser le stock de plutonium. Bien sûr cette stratégie implique à chaque étape l’extraction des actinides mineurs puisque, nous l’avons vu, ceux-ci ne peuvent être facilement incinérés dans des réacteurs thermiques à flux neutronique classique. Ces déchets très radiotoxiques pourraient alors être placés dans des réacteurs à neutrons rapides ou encore, et c’est là un concept révolutionnaire, éliminés avec les produits de fission dans des systèmes hybrides qui associent un accélérateur de protons à un milieu multiplicateur de neutrons sous-critique (k*<1) et donc très sûr.

Le système hybride, défendu par plusieurs physiciens, en particulier Carlo Rubbia, est à l'origine un concept pour produire de l'énergie en utilisant le cycle thorium 232-uranium 233. L'objectif premier des systèmes hybrides était de remplacer les réacteurs conventionnels pour produire de l'énergie pratiquement sans limitation de ressources (les réserves de thorium pourraient dépasser 100 000 ans !) avec une production réduite de déchets à longue durée de vie. Au fur et à mesure de la réflexion, il est apparu que les systèmes hybrides possédaient les qualités nécessaires pour la transmutation des produits de fission et des transuraniens.

Ce sont, comme nous l'avons dit, des systèmes sous-critiques : leur coefficient de criticité k est maintenu constant et inférieur à 1 grâce aux régénérations régulières de combustible. Cette sous-criticité permet de s'affranchir des contraintes associées aux réacteurs conventionnels (voir l'encadré « La sûreté des réacteurs »). Ce sont notamment, à la différence des réacteurs conventionnels, des systèmes qui permettent en principe l'utilisation de combustibles ne comportant que des transuraniens(2).

Deux géométries très différentes de systèmes hybrides, celle de l'équipe de Los Alamos dirigée par C.D. Bowman et celle du CERN dirigée par C. Rubbia, permettent en principe d'incinérer et de transmuter efficacement les déchets à vie longue. Mais dans les deux cas, le fonctionnement de base reste le même : un accélérateur de protons de haute intensité (entre 10 mA et 100 mA) et d'énergie proche du GeV bombarde une cible, laquelle par réaction de spallation* génère un intense flux neutronique de haute énergie. Cette cible serait en principe du plomb fondu ou un mélange de plomb fondu et de bismuth. Le dispositif comprend aussi une zone tampon peu absorbante pour répartir le flux neutronique sur un volume suffisant et autour du coeur, une zone réfléchissant les neutrons. Enfin, la région du coeur renferme le combustible et le système d'extraction de chaleur.

A l'instar des réacteurs rapides et thermiques, les systèmes hybrides permettent d'obtenir des zones caractérisées par des spectres neutroniques différents (thermique, épithermique et rapide). Le positionnement des produits à transmuter est d'ailleurs encore plus aisé que dans le cas des réacteurs conventionnels car ces systèmes sont par essence des systèmes hétérogènes grâce au contrôle de la source de neutrons via l’accélérateur.

Pour incinérer les transuraniens et tout particulièrement le neptunium 237 et l’américium 241 l’équipe de C.D. Bowman a proposé d’utiliser des flux de neutrons thermiques très élevés atteignant 1016n/cm2/s(3,4) (voir le schéma page 77). Dans son projet, la multiplication neutronique est assurée soit par la fission de l’uranium 233 soit par la fission des actinides que l’on veut incinérer. L’uranium 233 est obtenu par bombardement d’une couverture de thorium 232. Le protactinium, élément radioactif intermédiaire formé dans la réaction, est extrait en continu pour ne pas perturber le niveau des captures (extraction en ligne). Son descendant radioactif, l’uranium 233, est réinjecté dans le combustible. Dans le projet BOWMAN, celui-ci est liquide (des sels fondus) et circule dans les bacs d’extraction du protactinium. La région où sont incinérés les actinides est la zone de flux thermique maximal. De très hauts flux permettent entre autres de diminuer leur temps de présence et leur quantité dans le réacteur. Dans ce type de réacteurs, la transmutation des produits de fission se ferait préférentiellement dans une région épithermique : la zone tampon. Pour éviter que les produits de fission stables ne deviennent radioactifs, une séparation en ligne de ces produits est nécessaire.

La mise en place d’un tel système passe par la résolution d’un certain nombre de problèmes techniques : d’abord, construire un accélérateur capable d’accélérer des protons entre 1 et 2 GeV, avec des intensités supérieures à 100 milliampères ; ensuite, assurer au milieu multiplicateur de neutrons un vieillissement honorable : constitué de sels fondus, il doit démontrer sa résistance à l’emploi de flux très intense ; enfin, réaliser une chimie en ligne très complexe pour séparer le protactinium, les produits de fission et injecter en continu le combustible.

Dans le second projet – celui défendu par Carlo Rubbia -, l’accélérateur a une structure circulaire(5,6). Moins onéreux qu’un accélérateur linéaire, le cyclotron* produira une énergie de 1 Gev et une intensité de 10 à 20 milliampères, valeurs limites pour ce type de dispositifs. Un des points remarquables de ce projet est son extrême degré de sûreté. Tout d’abord, la grande masse de plomb formant la cible de spallation permet d’envisager un refroidissement du combustible par convection naturelle (voir le schéma page 77) et atténue les effets induits par de brusques variations du courant de l’accélérateur. Dans le cas où la température du plomb s’élèverait de plus de 100 degrés par rapport au point de fonctionnement, il est prévu que le plomb se déverse dans le tube d’amenée du faisceau, interrompant ipso facto l’afflux de neutrons dans la zone du combustible solide. Le débordement du plomb entraînerait aussi la mise en place, au centre du combustible, d’un absorbeur de neutrons ramenant la valeur du coefficient k à 0,9. Le système proposé (600 MWe) brûlerait annuellement environ 0,4 tonne de plutonium et produirait 0,25 tonne d’uranium 233. Les produits de fission à transmuter seraient disposés dans la couverture externe, là où le spectre de neutrons épithermiques est élevé.

Système CAPRA, réacteurs hybrides ou utilisation du parc actuel pour transmuter les déchets : les solutions techniques existent mais ne sont pas toutes équivalentes en termes de rendements. En France, dans un contexte où le parc de réacteurs est déjà plutôt excédentaire, le scénario CAPRA paraît peu probable car, nous l’avons vu, il exige la construction d’un nombre important de réacteurs dédiés (20 % du parc). Pour stabiliser le stock de plutonium, la piste la plus réaliste est sans doute celle qui consiste à incinérer le plutonium en le transformant en combustible des REP mélangé à l’uranium 235. Il resterait alors à incinérer les actinides mineurs et les produits de fission. Les systèmes hybrides, a priori les seuls réacteurs qui ne limitent pas la concentration en actinides mineurs dans les combustibles, constituent de loin la voie la plus prometteuse. S’inscrivant dans une politique de retraitement, la mise en oeuvre de ces dispositifs peu conventionnels n’est cependant guère concevable avant une vingtaine d’années.

Hervé Nifenecker, Alain Giorni et Jean-Marie Loiseaux

La sûreté d’un réacteur

Dans tout réacteur nucléaire, la fission d’un noyau dit fissile est provoquée par l’absorption d’un neutron. Cette fission s’accompagne de l’émission d’un nombre n de neutrons compris en général entre 2,2 et 3 (valeurs statistiques) selon le type de noyaux. Ces neutrons peuvent, à leur tour, provoquer de nouvelles fissions, et donc donner naissance à de nouveaux neutrons ; c’est ce que l’on appelle la réaction en chaîne. Chaque neutron ne provoque toutefois pas automatiquement une fission. Il peut, en effet, être absorbé dans un noyau non fissile ou capturé dans un noyau fissile sans provoquer de fission.

Un neutron pénétrant dans un milieu comportant des noyaux fissiles donnera donc naissance à une deuxième génération de neutrons en nombre k. Si k est supérieur à 1, la réaction en chaîne diverge parce qu’à partir d’un neutron initial on obtient un nombre final N de neutrons tendant vers l’infini. Dans tous les réacteurs actuels, le coefficient de criticité k est maintenu égal à 1. Dans la pratique, le pilotage du réacteur s’effectue en insérant ou en retirant des barres de contrôle destinées à absorber les neutrons. Le maintien de cette condition dite de criticité (k=1) est rendue possible grâce à l’existence d’une petite fraction de neutrons émis par les produits de fission d’un combustible quelques secondes après leur production : les neutrons retardés. Le problème est qu’en fissionnant, tous les combustibles ne produisent pas la même fraction de neutrons retardés. Cette proportion est même fortement réduite pour les transuraniens, ce qui rend le contrôle d’un réacteur dont le combustible ne comporterait que ceux-ci comme éléments fissiles difficiles à contrôler.

Un bon réacteur doit aussi assurer la décroissance de k quand la température augmente. Ceci se traduit pratiquement par une augmentation du nombre de capture dans les produits peu ou non fissiles, au détriment des produits fissiles (le coefficient de température est négatif). Dans l’état actuel de la technique, cette contrainte impose la présence de l’uranium 238 (noyau fertile) en quantité suffisante dans les combustibles des réacteurs.

Enfin, lorsque la température du réacteur augmente par suite d’une divergence incontrôlée et si le coefficient de température n’est pas suffisamment négatif pour la limiter, des bulles de vapeur peuvent se former par vaporisation du fluide de refroidissement. Ces bulles s’opposent au ralentissement des neutrons dans le coeur et modifient la réactivité du système. Pour assurer la sécurité du dispositif, il est souhaitable que cette modification conduise à une diminution de réactivité (coefficient de vide négatif). Les REP vérifient ce critère mais pas les réacteurs à neutrons rapides (RNR) de type Superphénix. En remplaçant dans ces réacteurs l’actuel produit de refroidissement, le sodium, par du plomb, on peut, comme l’a montré Carlo Rubbia du CERN à Genève, obtenir un coefficient de vide négatif.

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Il faut que l’énergie nucléaire soit utilisée pour mieux servir l’humanité (diplomate chinois)

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L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) devrait renforcer l’application de la science et technologie nucléaires afin que l’énergie nucléaire serve mieux l’humanité, a indiqué mardi un diplomate chinois.

Hu Xiaodi, ambassadeur chinois aux agences de l’ONU et auprès d’autres Organisations internationales à Vienne, a déclaré lors d’une réunion de l’AIEAt que l’agence a accompli des grands résultats dans la promotion du développement de l’énergie nucléaire globale et des secteurs affiliés.

Il a, particulièrement, indiqué que l’agence a joué un rôle important pour aider, guider et soutenir les pays en développement pour utiliser l’énergie nucléaire à des fins pacifiques.

Dans les domaines du traitement du cancer, la technique de l’insecte stérile, la protection de l’environnement et la sécurité alimentaire, beaucoup de soutiens adéquats ont été fournis par l’agence aux Etats membres, créant ainsi des bénéfices socio- économiques importants pour de nombreux pays en développement, a ajouté M. Hu.

Il a vivement recommandé que l’agence redouble ses efforts dans la protection de l’environnement, la santé humaine et la sécurité alimentaire et joue un rôle plus grand dans la promotion du développement durable.

 

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Le centre de déchets radioactifs FAVL suspendu

Classé dans : Info — deedoff @ 2:55

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L’épineux projet de centre stockage des déchets FAVL dans l’Aube est « suspendu ». Porté par l’Andra, ce projet a rencontré une violente opposition locale qui a finalement fait céder le gouvernement qui s’est résolu à enterrer le dossier.
Interviewé par L’est éclair vendredi, le nouveau Préfet Georges-François Leclerc a créé la surprise en déclarant que le projet est désormais « suspendu ». Evasif sur le nouveau calendrier, la direction de l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs avait jusqu’alors reconnu des erreurs dans la méthode d’élection des communes retenues pour accueillir ce centre de stockage des déchets de faible activité à vie longue.
Un temps reporté, le projet est aujourd’hui officiellement suspendu. Jusqu’à quand ? Personne ne le sait, mais on peut penser qu’on est revenu à la case départ dans cette affaire. Pourtant, les déchets en question, qui proviennent notamment du traitement de différents minéraux et démantèlement des réacteurs nucléaires sont toujours en mal de stockage, sans destination finale sûre et pérenne. Pour l’heure, aucune solution alternative n’a été avancée par l’Andra, ni par les pouvoirs publics.

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13 septembre, 2010

Voyage de presse du Forum nucléaire en Finlande

Classé dans : Info — deedoff @ 19:22

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Des journalistes suisses dans le bâtiment réacteur d’Olkiluoto 3: la visite guidée de ce gros chantier leur a permis de se faire une idée de la dimension de la centrale nucléaire.

Le Forum nucléaire suisse a organisé, après quatre ans, un nouveau voyage d’information pour la presse, et cela du 5 au 7 septembre 2010 à Olkiluoto (Finlande). Le thème du voyage portait sur la construction de nouvelles centrales nucléaires et sur l’évacuation des déchets radioactifs. Trois visites figuraient au programme: le chantier du premier réacteur européen à eau sous pression du type EPR dans le monde, le dépôt de stockage intermédiaire pour assemblages combustibles usés et le dépôt de stockage profond pour déchets de faible et de moyenne activité exploité depuis 1992.
Markus Fritschi, membre de la direction de la Nagra et responsable du département Projets de stockage/Relations publiques, et Jörg Starflinger, responsable du groupe de travail Kraftwerkstechnik à l’Institut de génie nucléaire du KIT (Karlsruher Institut für Technologie) ont accompagné les 14 représentants de la presse écrite et télévisuelle. Ce voyage leur a donné l’occasion de se renseigner à la source sur la procédure d’autorisation finlandaise applicable à la construction de nouvelles centrales nucléaires et de se familiariser avec les modalités de la procédure de sélection de sites pour l’aménagement de dépôts en couches géologiques profondes. Des représentants d’Areva, de Siemens, de Teollisuuden Voima Oyj (TVO) et du ministère finlandais du Travail et de l’Economie s’étaient aimablement mis à la disposition des journalistes pour répondre à leurs questions.

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La météorite d’Orgueil livre un nouveau secret

Classé dans : Info — deedoff @ 18:27

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Un groupe international de scientifiques, dirigé par Nicolas Dauphas (Université de Chicago) et comprenant notamment Mathieu Roskosz (Université Lille 1) et Laurent Remusat (CNRS/Muséum national d’Histoire naturelle), vient d’identifier des grains microscopiques issus d’une étoile proche de notre système solaire qui aurait explosé peu de temps avant sa naissance, il y a 4,5 milliards d’années.

Les traces de cette supernova, trouvées dans la météorite d’Orgueil (météorite qui s’est écrasée le 14 mai 1864 sur le territoire de cette commune du Tarn-et-Garonne), renferment un excès de l’isotope 54 du chrome, excès retrouvé précédemment dans certaines météorites et non sur Terre. La découverte de ces grains présolaires suggère qu’une supernova a disséminé, de manière hétérogène, de fines particules riches en isotope 54 du chrome dans le nuage de gaz et de poussières qui a donné naissance à notre système solaire. Ce travail est publié aujourd’hui dans la revue The Astrophysical Journal.

On sait depuis 40 ans qu’une supernova (1) a probablement explosé il y a 4,5 milliards d’années déclenchant, en partie, la naissance du soleil. Les traces de l’existence passée d’aluminium 26 et de fer 60, deux isotopes radioactifs de courte durée de vie, trouvées dans les chondrites (2) mais pas sur Terre, l’attestent.

Dans ce contexte, les scientifiques pensaient que l’isotope 54 du chrome, tout comme les autres éléments chimiques et leurs isotopes, était réparti de manière homogène dans le nuage de gaz et de poussières qui s’est effondré pour donner notre système solaire. Or, dans les années 80, ils se sont aperçus que ce n’était pas le cas: les chondrites carbonées comportent un excès d’isotope 54 du chrome. Cet excès n’est pas observé sur Terre. Depuis cette découverte, les chercheurs tentent donc de comprendre comment cet excès de 54Cr a été incorporé dans certaines météorites et pas sur Terre. Les grains anormalement riches en 54Cr sont tellement petits qu’il était impossible de les identifier, jusqu’à très récemment. Aujourd’hui, les avancées technologiques permettent de d’étudier de telles nanoparticules.

Cette étude a commencé en 2002 lorsque Nicolas Dauphas a séparé des grains extraits de la météorite d’Orgueil en fonction de leur taille, en vue de leur analyse isotopique par sonde ionique. Ce travail s’est terminé seulement l’an dernier. Il aura fallu 3 semaines de traque des grains riches en 54Cr avec la nanosonde ionique NanoSIMS 50L installée au California Institute of Technology pour arriver à trouver des nanoparticules présolaires très riches en 54Cr. Après avoir imagé et mesuré près de 1500 grains isolés à partir de la météorite d’Orgueil, Laurent Remusat et Nicolas Dauphas ont découvert un grain extrêmement riche en 54Cr. Cette surabondance de la masse 54 du chrome (par rapport aux autres isotopes du chrome) atteste que ce grain existait avant la formation du système solaire. En effet, la fabrication de chrome 54 nécessite un processus nucléaire, ce qui n’a pu avoir lieu, en milieu naturel, qu’avant la formation du système solaire.

Ces mêmes grains ont été étudiés en microscopie électronique à transmission à l’Université de Lille par Mathieu Roskosz et Julien Stodolna. Les grains les plus susceptibles de porter ces enrichissements en 54Cr ont un diamètre inférieur à 100 nm, soit 1000 fois plus fins qu’un cheveu humain. Ils sont parmi les plus petits grains présolaires décrits.

La découverte de ces grains présolaires suggère qu’une supernova a disséminé, de manière hétérogène, de fines particules riches en 54Cr dans le nuage de gaz et de poussières qui a donné naissance à notre système solaire. La dynamique du disque protosolaire a trié les grains en fonction de leur taille, conduisant à leur distribution non homogène dans les météorites et les planètes qui se sont formées autour du soleil. Ces données ne permettent pas encore aujourd’hui de déterminer quel type de supernova a permis la formation de ces grains riches en chrome 54 (3), mais l’étude d’autres isotopes, comme le calcium 48, pourra permettre de répondre à cette dernière question.

Notes:

(1) L’ensemble des phénomènes conséquents à l’explosion d’une étoile, qui s’accompagne d’une augmentation brève mais fantastiquement grande de sa luminosité. Vue depuis la Terre, une supernova apparait donc souvent comme une étoile nouvelle, alors qu’elle correspond en réalité à la disparition d’une étoile.

(2) Chondrite est un terme utilisé en astronomie pour désigner un certain type de météorites pierreuses (moins de 35 % de métal). Cette catégorie renferme les météorites les plus primitives et est elle-même divisée en plusieurs sous-groupes de météorites: notamment les chondrites ordinaires, les chondrites carbonées et les chondrites à enstatite.

(3) Ces isotopes ont pu être formés par une supernova de type II, résultat de l’effondrement du cœur d’une étoile massive ou une supernova de type Ia, résultat de l’explosion d’étoiles petites et très denses (des naines blanches).

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L’homme avec de la roche radioactive fait fermer brièvement les urgences de Skyridge

Classé dans : Info — deedoff @ 5:24

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La salle d’urgence au Centre Médical Skyridge a été fermé pendant plus d’une heure après aujourd’hui un patient en salle d’urgence est arrivé porteur d’une roche à faible niveau des montants de la radioactivité, selon un responsable hospitalier.
L’homme est arrivé à la salle d’urgence peu après 10 h pour une raison non divulguée, mais alors là, il dit au personnel d’urgence qu’il avait une pierre dans sa poche avec un faible niveau de radiation, a déclaré Linda Watson, porte-parole de l’hôpital.
Elle a dit que l’équipe de l’hôpital d’urgence la préparation des interventions allé à la salle d’urgence, testé la roche, il a été constaté radioactifs et a appelé le Sud Metro Fire équipe des matières dangereuses.
Pendant l’incident, qui a duré jusque vers midi, le patient et une poignée de personnel de la salle d’urgence ont été isolés et la salle d’urgence entourées d’un cordon, a déclaré M. Watson. Au cours de l’époque, dirigé Skyridge entrant patients en salle d’urgence à d’autres hôpitaux.
L’équipe des matières dangereuses a déterminé le rock n’était pas dangereuse et que les employés ni le patient, ou à l’hôpital ont été touchés. Aucun programme ne devait être nettoyée en bas, a déclaré M. Watson.
Watson a déclaré l’urgence est maintenant ouvert et accepter des patients. Elle a dit il n’ya pas de danger pour les personnes arrivant à la salle d’urgence et que, à aucun moment été patients ou du personnel de l’hôpital en danger.
Watson a déclaré que la coopération Sud Metro a pris la roche pour analyse.
Becky O’Guin, porte-parole de Metro Fire Sud, a déclaré que trois unités de matières dangereuses ont été envoyés à l’hôpital à 10h15 après avoir constaté que la quantité de radioactivité a été « relativement faible », les unités ont été libérés, at-elle dit.
O’Guin dit qu’il n’y avait rien sur le rocher unique – qu’il s’agissait d’une roche qui se trouve «naturellement» dans l’out-of-portes.
Elle a dit une société privée qui se spécialise dans l’élimination des matières dangereuses se débarrasser de la roche.

Source d’origine

Source traduite

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