Nucléaire Radioprotection et Internet

15 août, 2014

La production de radioéléments à usage médical

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Explications et conséquences d’une pénurie de technétium 99m en France

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14 août, 2014

Des moyens sanitaires uniques pour la protection de la population

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Suède: Projet de réacteur de 4ème génération lancé

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geneIV

 

Le gouvernement suédois de centre-droit a révélé jeudi le projet d’un réacteur nucléaire expérimental dit de « génération IV », à un mois d’élections législatives qui pourraient porter les Verts au pouvoir. Les grandes lignes de ce projet ont été exposées dans le quotidien des affaires Dagens Industri par le ministre de l’Éducation et de la Recherche Jan Björklund, membre du Parti populaire (libéral).

« C’est un très grand investissement dans la recherche grâce auquel la Suède deviendrait l’un des pays en pointe dans le monde dans ce domaine », a-t-il déclaré au journal. Le réacteur, d’un coût initialement estimé à 1,5 milliard de couronnes (plus de 160 millions d’euros), serait bâti à la centrale d’Oskarshamn sur la côte est, où trois réacteurs sont en activité, dont le plus puissant du pays.

La décision finale, après un avis du Conseil scientifique suédois attendu en octobre, incombera au gouvernement issu des élections du 14 septembre. À en croire les sondeurs, la coalition entre les sociaux-démocrates, les Verts et le Parti de gauche part favorite de ce scrutin.

Les Verts ont indiqué qu’ils feraient tout pour que le projet soit abandonné. « Le parti des Verts s’est formé parce qu’il nous faut bâtir une société sensible aux questions climatiques et un système énergétique qui repose sur des sources renouvelables en Suède. Nous ne participerons pas à un gouvernement qui renforcerait le nucléaire suédois », a déclaré à Dagens Industri leur porte-parole Gustav Fridolin.

Interrogé par l’agence de presse TT, le porte-parole des sociaux-démocrates Håkan Gestrin a refusé tout commentaire. Le gouvernement au pouvoir depuis 2006 a fait voter en 2010 au Parlement une loi pour autoriser le remplacement des dix réacteurs nucléaires du pays, qui devraient commencer à fermer dans la deuxième moitié des années 2020.

Les réacteurs nucléaires de quatrième génération sont pour l’instant au stade expérimental, avec six technologies différentes testées dans le monde.

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Le nucléaire du futur et la 4ème Génération

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13 août, 2014

Voir le rayonnement cosmique

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Coopération franco-américaine en matière de contrôles non-destructifs de composants des réacteurs nucléaires

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ap cuve

 

La surveillance de la tuyauterie des systèmes de refroidissement des réacteurs nucléaires et de certains de leurs composants, soumis à des conditions sévères de température et de pression, constitue un enjeu crucial pour s’assurer leur intégrité. L’IRSN et la direction de la recherche de la Nuclear Regulatory Commission des Etats-Unis (US NRC) ont signé fin janvier dernier un accord de coopération dans ce domaine.

L’objectif de cet accord franco-américain de coopération signé pour quatre ans entre l’IRSN et la NRC est de mettre en commun les avancées réalisées de part et d’autre dans le domaine des contrôles non destructifs des tuyauteries du circuit primaire ou des composants soudés connectés à celles-ci, pour surveiller leur état sans avoir à effectuer de démontage. Or l’efficacité des contrôles par ultrasons mis en œuvre aujourd’hui est limitée par la nature physico-chimique des matériaux constitutifs de ces tuyauteries et composants, en particulier dans le cas de pièces à géométrie complexe.

L’accord IRSN-NRC vise, entre autres, à contribuer à l’amélioration des techniques de contrôle et à en développer de nouvelles en consolidant les résultats des recherches effectuées par les deux partenaires. L’Institut a déjà conçu avec le CEA un dispositif capable d’adapter le signal ultrasonore à toutes les formes de pièces à examiner. De son côté, la NRC a travaillé à l’amélioration du traitement des signaux appliqué aux matériaux à granulométrie élevée.

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L’histoire de l’Andra ou l’invention d’un métier

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Introduction d’air humide dans un groupe de diffusion gazeuse à l’usine EURODIF production de Pierrelatte

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eurodif

EURODIF PRODUCTION a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) le 29 juillet 2014 un événement significatif relatif à l’introduction incidentelle d’air humide dans un groupe de diffusion gazeuse.

Les groupes de diffusion gazeuse sont les équipements qui, lorsque l’usine était en production, contenaient l’hexafluorure d’uranium (UF6) gazeux et permettaient son enrichissement.

Depuis l’arrêt de production de l’usine, les groupes de diffusion gazeuse ont été mis à l’arrêt mais contiennent un résiduel d’uranium. Les opérations PRISME (Projet de Rinçage Intensif Suivi de la Mise sous air d’Eurodif) visent à le récupérer en vue de faciliter le démantèlement ultérieur des groupes de diffusion gazeuse. Le rinçage se fait par macération progressive à l’aide de trifluorure de chlore (ClF3) qui permet de régénérer les dépôts uranifères en hexafluorure d’uranium (UF6) gazeux. Ces opérations de macération se terminent par plusieurs dilutions successives à l’azote qui visent à diminuer au maximum les concentrations résiduelles en UF6 et ClF3  dans le groupe.

Le 25 juillet 2014, l’exploitant procédait à l’extraction du flux gazeux présent dans un des groupes de diffusion à la fin d’une dilution à l’azote. Cette extraction consiste à entrainer, à l’aide d’une pompe, le flux gazeux présent dans le groupe de diffusion gazeuse, principalement constitué d’azote, vers un cristallisoir qui permet de capter l’UF6 résiduel puis vers la colonne de lavage des gaz.

Pour des raisons d’exploitation a priori sans rapport avec l’extraction en cours, l’exploitant a modifié la configuration des circuits pendant l’extraction. Une erreur de lignage des circuits a conduit à mettre directement en liaison le groupe de diffusion gazeuse avec la colonne de lavage des gaz. Du fait des différences de pressions entre les différents équipements, un flux d’air humide en provenance de la colonne de lavage a été entrainé dans le groupe de diffusion gazeuse.

Un apport d’humidité dans les groupes de diffusion gazeuse peut conduire à un risque de criticité du fait de la présence d’UF6 enrichi à plus de 1% en 235U et entrainer la formation d’acide fluorhydrique dans les installations et la dégradation du confinement.

Le groupe de diffusion gazeuse concerné par l’événement du 29 juillet 2014 contenait de l’UF6 enrichi à moins de 1% en 235U ce qui permet d’exclure le risque de réaction de criticité. L’anomalie a été détectée très rapidement et les équipements ont été isolés les uns des autres. Les quantités d’eau introduites dans le groupe de diffusion sont restées faibles. Aucune perte de confinement n’a été détectée. Cet événement n’a pas eu de conséquence immédiate sur les salariés, sur l’installation ou sur l’environnement. L’ASN conduira le 4 août 2014 une inspection réactive pour vérifier le déroulement de cet événement et les premières mesures mises en place par l’exploitant pour prévenir son renouvellement.

En raison d’un défaut de culture de sûreté à l’origine du défaut de lignage et de l’introduction d’air humide dans un groupe de diffusion, cet événement est classé au niveau 1 de l’échelle INES qui en compte 8.

Source

En savoir plus sur le projet Prisme (étapes préalables au démantèlement)

 

La dangerosité du Trifluorure de Chlore (ClF3)

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Débordement de la piscine du réacteur n°1 et contamination de plusieurs locaux

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Dampierre piscine-BR

 

Lors d’une inspection réalisée le 5 août 2014, l’ASN a découvert le débordement, 3 jours plus tôt, de 40 m3d’eau de la piscine du bâtiment réacteur et la contamination de plusieurs locaux de deux bâtiments de la centrale de Belleville sur Loire.

Le réacteur n°1 de la centrale de Belleville sur Loire est à l’arrêt depuis le 19 juillet pour recharger une partie de son combustible et réaliser des opérations de maintenance.

Avant de procéder au retrait des assemblages combustibles de la cuve du réacteur, le remplissage des compartiments dédiés aux équipements internes et au transfert des assemblages vers le bâtiment combustible est nécessaire.

Le 2 août, alors que le remplissage de ces compartiments est en cours, des alarmes indiquant le débordement de plusieurs puisards dans le bâtiment réacteur et dans le bâtiment combustible apparaissent. La pompe permettant le remplissage des compartiments est alors arrêtée. Le débordement des deux compartiments en cours de remplissage est constaté.

Environ 40m3 d’effluents ont été dispersés dans plusieurs locaux du bâtiment réacteur et du bâtiment combustible. La contamination surfacique de certains locaux est estimée à 1000 Bq/cm².

L’ASN a eu connaissance de cet évènement à l’occasion d’une inspection inopinée de chantiers réalisée le mardi 05 août et les inspecteurs ont constaté que de nombreux locaux, au niveau -2m du bâtiment réacteur, présentaient encore une contamination surfacique supérieure à 400 Bq/cm². Par ailleurs, le zonage de radioprotection et les équipements de protection individuelle à disposition des intervenants dans ces locaux n’étaient pas adaptés aux risques identifiés. Une seconde inspection inopinée a été réalisée le 07 août pour vérifier si l’exploitant avait mis en place des parades adaptées vis-à-vis des écarts constatés : des constats du même ordre ont à nouveau été réalisés par les inspecteurs.

Le 8 août, EDF a informé l’ASN que 2 salariés réalisant des travaux de montage de sas au niveau -2m du bâtiment réacteur ont été contaminés. Malgré une contamination surfacique des locaux supérieure à 400 Bq/cm², ces salariés ne portaient pas leurs équipements de protection individuelle. Le service de santé au travail du CNPE a confirmé que la contamination interne de ces intervenants était inférieure aux valeurs nécessitant un suivi médical particulier.

L’ASN considère que :

  • le débordement de la piscine aurait pu être évité si le CNPE de Belleville avait pris en compte le retour d’expérience d’évènements similaires, survenus sur le parc en exploitation ces dernières années, dont une parade était une surveillance visuelle continue en local lors des phases de remplissage de la piscine,
  • la contamination des intervenants aurait pu être évitée par la mise en œuvre de mesures collectives et organisationnelles de radioprotection ainsi que par le port des équipements de protection individuelle adaptés,
  • la décontamination des locaux présentant une contamination surfacique supérieure à 400 Bq/cm² aurait dû être réalisée de manière réactive dès le 2 août compte tenu des chantiers à venir dans le cadre de l’arrêt de réacteur en cours.

Pour ces raisons, l’Autorité de sûreté a demandé à EDF de déclarer cet événement en incident significatif et l’a classé au niveau 0 sur l’échelle INES .

Source

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