Le scénario du pire ?

Le chercheur Iranien Javad Mortazavi, (Université de Kyoto), a été le premier à publier des études sur la population vivant dans des zones de très forte radioactivité. Ces travaux de 1999 - comme ceux qui ont suivi - traitant de l'épidémiologie du cancer dans les régions à forte irradiation naturelle, semblent bien confirmer l'existence d'un effet d'hormesis, c'est à dire une prévalence du cancer plutôt plus faible dans ces régions exposées. Mortazavi conclut ainsi : " Nos résultats préliminaires suggèrent que des expositions prolongées à de très hauts niveaux de rayonnement naturel pourraient induire une résistance au rayonnement chez les individus exposés, ce qui entraîne des implications intéressantes pour de nombreux aspects de la politique de radioprotection."

(Source : Fusion n°77, 1999)

Commentaire : Très curieusement, cette hypothèse tout comme celle de la non-linéarité de l'exposition (effet de "seuil") n'ont à ma connaissance pas été validées par l'ensemble des organisations concernées qu'elles soient professionnelles (CEA), gouvernementales (ASN) ou assimilées ou encore scientifiques (OMS). Cette dernière a d'ailleurs révisé à la baisse en 2009 le seuil limite d'exposition au radon de 10e3 à 10e2 Bq/cm3. Le document est disponible ICI (Anglais, p. 83)

krolik a écrit:

Attention Pierre, avec l'idée d'une accoutumance sur des années et de génération en génération vous arrivez en droite ligne dans l'escarcelle de Lyssenko.

Pierre n'a pas parlé d'accoutumance mais d'adaptation, qui peut parfaitement se faire par sélection naturelle: les lignées plus sensibles au rayonnement pourraient survivre moins que les autres, comme le font dans un autre contexte celles sensibles à la peste ou la malaria.

Mortazavi est un des co-auteurs de l'article de 2002 cité par Pierre.

krolik a écrit:

Mais vous pouvez prendre l'exemple de Guarapari, "ville de santé" au brésil. Des gens viennent faire des séjours longs et ils ne s'en portent pas mal sans accoutumance.
@+

Pas besoin d'aller si loin: Plombières a longtemps fait sa pub sur la radioactivité de ses eaux thermales! La ville thermale tchèque de Jachimov n'est autre que l'ancien Sankt Joachimstahl d'où les Curie faisaient venir leur pechblende (et Hitler et Staline leur uranium). Mais sont-elles aussi miraculeuses que Lourdes ?

@krolik, courtesy quodlibet

oui, je confirme: accoutumance sur des années (phénomènes de résistance), OU adaptation sur des générations (sélections des lignées à forte résistance). Donc médecine standard ou Darwin, mais non, pas Lyssenko...
PG

Bonjour,

J'ai cru lire (je ne sais plus où) qu'il y avait sur le site de la centrale Daiichi 1800 tonnes de combustibles nucléaires, soit en cours d'utilisation lors du séisme (réacteurs), soit usagé en piscine.

Ce tonnage total (les 4 ou les 6 réacteurs et piscines associées ?) vous parait-il juste ?
Combien de Bq cela contient ?

Si on dit qu'actuellement les rejets radiactifs ne dépasse pas les 10% de ceux rejetés lors de l'accident de Tchernobyl, combien en pourcentage cela représente par rapport aux quantités présentes à Fukushima (en somme, combien de % sur le total présent à l'origine sur le site s'est déjà répandu dans l'environnement ?)

Bonjour,
Par rapport aux informations que nous recevons en provenance du Japon :
Il y a six réacteurs dont 3 étaient à l'arrêt.
Il y a 6 piscines de stockage des combustible usés et un bâtiment de stockage spécifique sur le site.

Sur le n°6 (1100 MWe) il y a 764 assemblages combustibles d'un poids environ de 300 kg (on va dire 250 kg d'uranium) soit 190 tonnes
En rapport des puissance le n°1 en contient presque 2.5 fois moins. (80 tonnes)
Les 4 autres environ 130 tonnes chacun.
Donc un total pour les réacteurs de 790 tonnes
En sachant qu'il pouvait y avoir un cœur usé par piscine de stockage, ou un cœur déchargé (4, 5 et 6) cela fait entre 1.5 et 2 fois le poids
Donc entre 1150 et 1600 tonnes
Plus le stockage du bâtiment combustible général, ça fait probablement les 1800 tonnes annoncées présentes sur le site.
Mais attention tous les cœurs n'ont pas été endommagés.

En activité un assemblage neuf de REP (500 kg d'uranium) fait 10⁹ Bq.
Après fonctionnement 10¹⁶ Bq. Évidemment cela dépend de l'usure et du temps de fonctionnement.
On arrive donc à des activité supérieures à 10¹⁹ Bq

Par contre impossible de dire quel pourcentage cela représente par rapport aux quantités présentes car on ne connait pas l'état de dégradation des différents cœurs.

Voila une estimation (même pas un calcul, désolé) de l'activité sur le site.

KLOUG

KLOUG a écrit:

...
En activité un assemblage neuf de REP (500 kg d'uranium) fait 10⁹ Bq.
Après fonctionnement 10¹⁶ Bq. Évidemment cela dépend de l'usure et du temps de fonctionnement.
On arrive donc à des activité supérieures à 10¹⁹ Bq

Par contre impossible de dire quel pourcentage cela représente par rapport aux quantités présentes car on ne connait pas l'état de dégradation des différents cœurs.

Voila une estimation (même pas un calcul, désolé) de l'activité sur le site.

KLOUG

Merci Kloug pour cette réponse approfondie.

J'ai lu dans un autre fil du forum, qu'on estimait à ce jour les rejets en 131I et 137Cs à 410 000 TBq.
Avec les autres radionucléides également échappés, on est dans l'ordre de x.10¹⁷ Bq, soit 1% en gros de l'activité présente sur le site avant l'accident. Bien entendu, cela englobe également les combustibles intacts (je pense en particulier aux enceintes 5 et 6), ce pourcentage augmenterait donc si on ne considérait que les éléments manifestements endommagés.
Chose que l'on ne peut faire car un état des lieux exhaustif semble impossible.

Enfin, tout cela dans le topic du "scénario du pire", qui doit envisager une perte totale du site, suite par exemple à d'autres explosions encore plus fortes et moins contrôlées (si tant est que les précédentes aient été controlées ).
Même si tout est bien entendu fait pour que cela ne se produise pas (injection d'azote, refroidissements, etc)

En gros, à la louche (grosse louche), on en est à 1% des capacités de nuisances du site, sauf explosion de type nucléaire (chose exclue, ok, mais Mulder se doit d'explorer les frontières du réel)...

Kloug va nous affiner tout ça

Bonjour,

Le NISA avance 3.7 10e+17 et le NSC 6.3 10e+17, leur calcul d'équivalence 131I étant probablement un peu différent. Attention toutefois, ces valeurs sont celles publiées dans le document détaillant le passage du niveau 5 au niveau 7 INES donc ils auront fort bien pu être pondérés d'un coefficient correcteur complexe.

Autrement dit ces chiffres sont à manipuler avec des pincettes à échantillon.

http://www.nisa.meti.go.jp/english/files/en20110412-4.pdf

Bonjour
Je plussoie trifouillax sur le fait de prendre les chiffres avec des pincettes.
C'est que nous travaillons avec les valeurs qu'on veut bien nous communiquer et que parfois nous avons des doutes (voir notre discussion dans les informations sur la piscine du réacteur n°4)
A priori c'est 10 % de l'activté potentielle (de ce qui a été endommagé) qui aurait été relachée sous forme gaz, aérosols et liquide (ne pas oublier les effluents).

L'idée de TEPCO c'est de refrodir mais en circuit fermé. Et c'est là que les choses se compliquent.
Visiblement ils pompent dans les bâtiments turbine, mais dès qu'ils arrêtent l'eau remonte.
Logique car une centrale nucléaire c'est aussi de la plomberie. Il y a des circuits, des vannes, des tuyaux, des robinets.. donc tout un tas de trucs susceptibles de fuir. Et ces circuits sortent de l'enceinte.
Donc ils sont obligés de continuer à refroidir en circuit ouvert et de faire un inertage des enceintes de confinement pour éviter l'accumulation d'hydrogène et donc les explosions.

Les japonais ne sont toujours pas sorti de la phase accidentelle.

KLOUG

Bonsoir et merci pour ce forum où on trouve pas mal de choses intéressantes (y compris le point de vue radical du tovarich lapin qui a l'air de bien connaître son terrier).

J'ai essayé de lire une bonne partie des échanges, mais je n'ai rien trouvé concernant une question qui me semble pourtant importante. J'espère qu'elle ne vous semblera pas trop bête. Bref, la voici :

On nous dit que les réacteurs 1 à 3 ont leur coeur "endommagé" entre 70 et 30%. Est-ce qu'il y aurait moyen d'avoir des précisions là-dessus :

- est-ce que "endommagé" est synomyme de "fondu" ? "gaines détériorées au point de laisser sortie l'uranium" ? autre chose ?
- d'où sortent ces chiffres ? J'imagine qu'on est pas vraiment en mesure d'aller mettre des instruments ou des caméras dans les cuves, alors on fait comment ? Juste une interprétation des paramètres thermodynamiques et une analyse des cochonneries qui ressortent dans l'eau de rinçage ?
- qu'est-ce qu'on connaît de la mécanique de formation du corium, à part ce que les Ukrainiens ont vu il y a 20 ans dans les ruines qu'on sait ? A-t-on des modèles utilisables pour estimer l'état des coeurs à partir des informations macroscopiques (température, pression, radiations mesurées, temps passé hors de l'eau, débit du refroidissement, etc) ?
- Peut-on au moins localiser le combustible à l'intérieur de la cuve ? Estimer s'il y a effectivement du corium et en quelle quantité ?

et en prime, si vous n'en avez pas marre : ce scénario de percement de la cuve qu'on évoque de temps en temps en parlant du réacteur n°2, vous en pensez quoi à ce jour ?

Bonjour

Suivant les événements d'assez près (du fait de mon poste professionnel) je vais essayer de te donner quelques éléments de réponse :

On nous dit que les réacteurs 1 à 3 ont leur coeur "endommagé" entre 70 et 30%. Est-ce qu'il y aurait moyen d'avoir des précisions là-dessus :
Nous sommes plutôt enclin actuellement à penser que c'est 30 % des combustibles qui ont été détériorés.
En fait ça part du fait des radionucléides émis dans l'environnement ; dans l'air mais aussi dans l'eau et en particulier des valeurs que nous avons eu pour l'eau qui s'était écoulée dans les batiments turbine; Mais ça revient à d'autres posts où nous sommes perplexes devant les infomrations que nous recevons.

- est-ce que "endommagé" est synomyme de "fondu" ? "gaines détériorées au point de laisser sortie l'uranium" ? autre chose ?
Oui. mais pas à l'extérieur des bâtiments. Nous avons des experts qui pensent que les combustibles qui ont partiellement fondu dans les tranches 1 a 3 ne sont pas montés à des températures suffisantes pour former du corium en grande quantité. Néanmoins, le combustible a du se déposer au fond de la cuve sous forme de grains d’un diamètre allant de quelques mm à 1 cm, limitant quasiment a zéro le risque de recriticité. Même si le refroidissement continue de la sorte, il faudra au moins 2 ou 3 mois pour que le combustible soit stabilisé avec peu d’émissions radioactives.

- d'où sortent ces chiffres ? J'imagine qu'on est pas vraiment en mesure d'aller mettre des instruments ou des caméras dans les cuves, alors on fait comment ? Juste une interprétation des paramètres thermodynamiques et une analyse des cochonneries qui ressortent dans l'eau de rinçage ?
Oui c'est très suffisant. l'analyse d'une composition isotopique nous raconte beaucoup de choses.
L'état de fonctionnement d'un combustible, son âge,etc..
Il y a des gens notamment au CEA qui font des études de comportement des combustibles en particulier quand ceux-ci sont ruptés (détériorés).

- qu'est-ce qu'on connaît de la mécanique de formation du corium, à part ce que les Ukrainiens ont vu il y a 20 ans dans les ruines qu'on sait ? A-t-on des modèles utilisables pour estimer l'état des coeurs à partir des informations macroscopiques (température, pression, radiations mesurées, temps passé hors de l'eau, débit du refroidissement, etc) ?
Je l'ai mis sur un autre message. Nous avons des installations à Cadarache qui étudient les comportements de corium et en particulier les intercations avec le béton et la céramique.
Je ne me souviens pas, mais je crois que sur un post il y avait des photos.

- Peut-on au moins localiser le combustible à l'intérieur de la cuve ? Estimer s'il y a effectivement du corium et en quelle quantité ?
Pour la première question : non pour la deuxième c'est ce que j'ai dit au-dessus.
Mais encore une fois tout ce que nous donnons comme éléments est à prendre avec des pincettes.
C'est fonction des éléments que les japonais veulent bien communiquer.

et en prime, si vous n'en avez pas marre : ce scénario de percement de la cuve qu'on évoque de temps en temps en parlant du réacteur n°2, vous en pensez quoi à ce jour ?
Pas de certitude ni dans un sens ni dans l'autre. On sait que le n°2 aurait eu une explosion en partie basse au niveau du tore. On pense que c'est plutôt l'enceinte que la cuve.
Mais encore une fois , tout ça c'est de la plomberie, un gigantesque amas de tuyaux, vannes, clapets, etc..
Donc tout un tas de choses qui font que l'eau du circuit primaire peut fuir et pas forcément la cuve.

Voila
A bientôt
KLOUG

Merci pour votre patience et votre réactivité.
Si j'osais, je vous demanderais bien des précisions sur votre travail d'analyse des sous-produits retrouvés dans l'"eau de rinçage", mais ça nous écarterait sans doute du sujet.

Pour ce qui est du corium j'avais effectivement vu le post et la photo pour le moins impressionnante de la coulée sur béton et céramique. Mais il me semble qu'il y était question de l'étude de la dégradation d'un coeur mais plutôt du moyen de contenir les dégâts si la fusion se produisait. Je vais y re-jeter un coup d'oeil. En tous cas ce que je comprends c'est que le scénario d'un syndrome chinois dans le réacteur n°2 est plutôt du domaine de la science-fiction (j'imagine qu'un fond de cuve de 15 ou 20 cm d'acier ne va pas être percé par des "billes" de corium de quelques mm de diamètre).

Pour cette explosion du n°2 il y a encore un truc qui me chiffonne.

J'ai ramassé un document un peu succinct et dont la majeure partie dépasse largement mes compétences, mais qui dit quand même des choses sur la conception des centrales à eau bouillante japonaises :
http://petiteleve.free.fr/Fukushima/bwr_safety.pdf
J'ai trouvé l'original sur le site du très controversé JPP via l'oracle Google. Je précise que je ne base pas la suite sur ce que M. Petit raconte et que, même si je trouve le personnage sympathique, je n'angoisse pas la nuit à l'idée des armes à anti-matière américaines planquées sous mon lit dans des balles de golf

Pour revenir à ce document, il a a priori l'air authentique (venant de la JNES). Il est récent (2005) et semble bien, pour ce que je peux en juger, parler des modèles de réacteurs présents à Fukushima, même si plusieurs types sont traités et que les schémas sont en général ceux des modèles qui ne sont pas équipés du système de condensation torique en bas de l'enceinte.

En me basant sur ce que je comprends de ce document, je reformule juste les explications pour voir si j'ai bien compris :
sur les réacteurs 1 et 3 il y a eu un lâcher volontaire de vapeur pour éviter la surpression dans les cuves, qui a donc libéré de l'hydrogène (produit par l'oxydation du zyrconium des gaines du combustible), qui s'est mélangé à l'air dans la partie supérieure des bâtiments (hors enceinte, donc, mais directement au-dessus des piscines). C'est ce mélange qui n'a pas pu être évacué (panne de ventilation, j'imagine) et a fini par exploser.
Si j'ai bien pigé, ça correspond à ce qui est en page 21 (Stand-by gas treatment system), avec des filtres pour fixer (une partie de) l'iode et les poussières avant de balancer le reste hors de l'enceinte et un système de dépression pour maintenir le reste de la vapeur contaminée à l'intérieur.


Sur le n°2, il me semble que ce n'est pas la même histoire, puisque c'est dans l'enceinte que l'explosion a eu lieu.

La première question que je me pose, c'est qu'est-ce qui a produit l'hydrogène : la même oxydation des gaines que dans les autres, ou carrément une dissociation de l'eau sous l'effet de la chaleur ? Est-ce que c'est (grosso modo) la même évolution du coeur que dans les tranches 1 et 3 ? D'ailleurs je me demande quelles données publiques on a (à part quelques chiffres ponctuels de la pression dans les enceintes) sur ces épisodes de fusion : relevés continus de pression et température dans les cuves, etc.

La deuxième question, c'est le fonctionnement plus précis de ce mécanisme expliqué dans le paragraphe que je reproduis ci-dessous (page 20 du document) :

Code:

"In case of any loss of coolant, the mixed emission of steam and water into the dry well can be led into the pool of the suppression chamber, where steam is then cooled and condensed by water in the pool. The design requirement for PCV is to keep down any possible rise of dry well internal pressure and thereby to retain emission of radioactive materials inside the containment vessel. Therefore, the containment vessel is such designed and fabricated as to fully withstand both pressure and temperature conditions at any loss-of-coolant accident. The leak rate for the containment vessel is to be limited to 0.4 percent/d of its spatial volume at the pressure and air conditions equivalent to 0.9 time of the ordinary temperature and maximum working pressure."

Dans quelles conditions y a-t-il relâchement de l'atmosphère de la cuve vers l'enceinte ? Je préfère poser la question même si ça peut paraître évident, parce qu'a priori j'ai lu à gauche et à droite des trucs asez divergents sur le sujet.
Est-ce que c'est du fonctionnement standard, juste une procédure d'urgence prévue en cas de surpression grave ou alors uniquement possible en cas de vraie grosse catastrophe (rupture de la cuve ou de sa tuyauterie) ?
Au passage, je trouve quand même un peu gonflé d'écrire en 2005 que l'enceinte est prévue pour supporter "n'importe quelle perte de refroidissement", parce que les 60.000 tonnes d'eau qui marinent dans les caves de Fukushima semblent assez clairement indiquer que ça n'a pas été le cas.

La troisième question est toujours basée sur ce document où on peut lire, page 21 :

Code:

5.4 Flammable gas control system
The system is designed to prevent combustion of hydrogen and oxygen being generated in the containment vessel at the time of loss of coolant accident. After recombination of hydrogen and oxygen, remaining air goes back to the dry well through the vacuum breaker, so that gas concentration can be controlled in this manner throughout the containment vessel. In many cases, this system is composed of the portable recombiners of full 100 percent capacity and some others.

J'ai lu sur ce forum une info - toujours si je l'ai bien comprise - qui dit qu'en gros des systèmes de catalyseurs destinés à neutraliser l'hydrogène ont été proposés mais que Tepco n'a pas jugé bon-utile-nécessaire (rayer les mentions inutiles) de les installer. Est-ce qu'il s'agit du même système que ce que le texte évoque ?
Est-ce qu'il y avait effectivement un dispositif à l'intérieur de l'enceinte censé éviter l'explosion, et si oui, pourquoi n'a-t-il pas fonctionné (ce qui est à peu près la seule chose dont on peut être certain) ?

Question subsidiaire : si les réponses aux trois précédentes n'espliquent pas cette explosion, qu'est-ce que ça pourrait être d'autre ? Une simple rupture de tuyauterie suite au tremblement de terre qui aurait fait passer le gaz ailleurs que prévu ? Les tuyaux de l'enceinte qui n'auraient finalement pas résisté au fameux "any loss-of-coolant accident" ?

Et en guise de cerise sur ce peu ragoûtant gâteau, une question plus philosophique : j'imagine que je ne suis pas le seul à m'inquiéter de tout ça. Est-ce qu'on se fait de la bile pour rien ?

Citation :

Si j'osais, je vous demanderais bien des précisions sur votre travail
d'analyse des sous-produits retrouvés dans l'"eau de rinçage", mais ça
nous écarterait sans doute du sujet.

Tu peux ouvrir de nouveaux sujets aussi.

Bonjour

Le document venant de la JNES est effectivement à prendre en compte.
En me basant sur ce que je comprends de ce document, je reformule juste les explications pour voir si j'ai bien compris :
sur les réacteurs 1 et 3 il y a eu un lâcher volontaire de vapeur pour éviter la surpression dans les cuves, qui a donc libéré de l'hydrogène (produit par l'oxydation du zyrconium des gaines du combustible), qui s'est mélangé à l'air dans la partie supérieure des bâtiments (hors enceinte, donc, mais directement au-dessus des piscines). C'est ce mélange qui n'a pas pu être évacué (panne de ventilation, j'imagine) et a fini par exploser.
Oui c'est bien ça.

Si j'ai bien pigé, ça correspond à ce qui est en page 21 (Stand-by gas treatment system), avec des filtres pour fixer (une partie de) l'iode et les poussières avant de balancer le reste hors de l'enceinte et un système de dépression pour maintenir le reste de la vapeur contaminée à l'intérieur.
C'est un peu l'équivalent des filtres à sable qui existent sur les REP (pas exactement le même système mais dans le principe oui)

La première question que je me pose, c'est qu'est-ce qui a produit l'hydrogène : la même oxydation des gaines que dans les autres, ou carrément une dissociation de l'eau sous l'effet de la chaleur ?
C'est le zirconium qui est à la base de cette réaction sur l'eau à haute température. Un effet comme l'hydrolyse de l'eau et sa décomposition en hydrogène et oxygène.

Pour la deuxième question je ne saurais dire précisément. Ce n'est pas, a priori, du fonctionnement standard mais plutôt une procédure d'urgence prévue en cas de surpression grave.

J'ai lu sur ce forum une info - toujours si je l'ai bien comprise - qui dit qu'en gros des systèmes de catalyseurs destinés à neutraliser l'hydrogène ont été proposés mais que Tepco n'a pas jugé bon-utile-nécessaire (rayer les mentions inutiles) de les installer. Est-ce qu'il s'agit du même système que ce que le texte évoque ?
C'est ce que nous avons eu aussi comme informations et c'est le nécessaire qui retient notre choix.

Et en guise de cerise sur ce peu ragoûtant gâteau, une question plus philosophique : j'imagine que je ne suis pas le seul à m'inquiéter de tout ça. Est-ce qu'on se fait de la bile pour rien ?
Je pense que ce sont surtout les japonais qui vont avoir bien du souci.
TEPCO vient de faire part de son plan d'action pour mettre le site dans un état sûr (à suivre le "sûr" !) et annonce des délais variant entre 6 et 9 mois !
Quant au post-accidentel le président de l'ASN a dit qu'il y en aurait pour quelques années (voire 10 ans). je ne suis pas loin de penser la même chose.

Pour nous cela va aussi avoir un impact sur nos analyses de sûreté, chez EDF, bien sûr, mais aussi chez tous les exploitants.
Nous avons d'ores et déjà entamé les travaux d'analyses.

KLOUG

Merci encore. Je me permets de continuer à creuser un peu :

Pour la première question, vous pensez donc que le coeur n'a pas atteint les conditions de température et pression nécessaires pour provoquer une hydrolyse et que l'hydrogène ne provenait que de l'oxydation ?

Pour les deux autres questions :

On peut penser que ce relâchement de vapeur chargée d'hydrogène dans le tore de condensation de l'enceinte de confinement était bien prévu, mais uniquement dans un cas très dégradé. Les risques d'explosion étaient alors supposés maîtrisés par les systèmes de catalyseurs.

La JNES affirme que ça fait partie des équipements standard et - j'imagine - obligatoires (au moins à partir de 2005) dans toutes les centrales. Elle précise même que sur deux sites ce dispositif est partagé entre plusieurs tranches.

Dans ce cas je ne comprends pas comment ces systèmes ont pu ne pas être jugés "nécessaires" par Tepco. C'est une question de calcul de probabilités d'incident ou quelque chose comme ça ? Est-ce qu'il y a des justifications pour l'absence de ces équippements (je n'ose pas imaginer que c'est juste parce que ça coûte un peu cher, hein) ? J'imagine quand même qu'ils ont des comptes à rendre et que ce genre de décisions est au moins assortie d'un rapport technique. Est-ce qu'on peut mettre la main dessus ?

Ce qui m'inquiète un peu quand même, c'est qu'il semble qu'avec cette explosion on soit sorti du périmètre prévu (en gros les études de sûreté de fonctionnement supposaient qu'une explosion d'hydrogène dans l'enceinte ne devait/pouvait pas se produire). Dans ce genre de cas, qu'est-ce qu'il reste comme possibilités de modéliser les conséquences, ou au moins de les mesurer ? Est-ce qu'il y a des redondances de sécurité qui sont susceptibles de contenir ce qui ressemble quand même à un loupé de première grandeur ?

Pour la petite histoire j'ai passé 15 ans dans l'informatique industrielle, et c'est peut-être pour ça que ce genre de scénario a tendance à me faire dresser les cheveux sur la tête, parce que dans mon domaine quand on sort des clous on se prend en général assez rapidement un platane (littéralement quand on bosse sur un ABS, plus figurativement quand un robot d'une trentaine de tonnes se retrouve de l'autre côté d'un mur sans être passé par la porte).
C'est sans doute difficile de transposer dans le génie nucléaire, et ça me rassurerait d'être éclairé sur ce point par des gens du métier.

Bonjour
Très difficile de répondre sur ces questions :
Dans ce cas je ne comprends pas comment ces systèmes ont pu ne pas être jugés "nécessaires" par Tepco. C'est une question de calcul de probabilités d'incident ou quelque chose comme ça ? Est-ce qu'il y a des justifications pour l'absence de ces équipements (je n'ose pas imaginer que c'est juste parce que ça coûte un peu cher, hein) ? J'imagine quand même qu'ils ont des comptes à rendre et que ce genre de décisions est au moins assortie d'un rapport technique. Est-ce qu'on peut mettre la main dessus ?
Les relations qui existent entre l'opérateur et l'autorité de sûreté locale me sont inconnues.
En voyant le reportage d'"envoyé spécial" jeudi dernier, je reste sur un sentiment un peu mitigé. L'opérateur ne semble pas (conditionnel !) blanc comme neige tout comme l'autorité.
Je ne peux guère en dire plus surtout parce que je ne sais pas.

Le directeur de la DEN vient de donner une interview au monde.fr
En parallèle, le monde.fr se penche sur la catastrophe de Fukushima et sur la manière dont Tepco a pu gérer, d’un point de vue stratégique et technique, la crise nucléaire engendrée par le séisme et le tsunami du 11 mars dernier. Le quotidien interroge différents experts dont Christophe Béhar, Directeur de l’Energie Nucléaire au CEA qui revient sur la demande d’aide internationale faite par l’opérateur et sur les efforts techniques fournis pour stopper la catastrophe. Tous les experts interviewés par le monde.fr indiquent qu’il ne s’agit pas de « jeter la pierre » à Tepco. Christophe Béhar souligne d’ailleurs le contexte « très dur » dans lequel les opérateurs ont agi, notamment « l’aspect psychologique » puisque ces opérateurs n’avaient pas forcément de nouvelles de leurs familles, elles-mêmes touchées par la catastrophe. Cependant, pour Christophe Béhar « les explosions auraient pu être évitées ou limitées si les enceintes de confinement avaient été dotées, comme en France, de recombineurs d’hydrogène ». De même, selon l’expert, « il est dommage que les turbopompes, activées par la vapeur, aient manqué de batteries pour fonctionner plus longtemps, et que Tepco ne dispose pas de pompes fonctionnant au diesel transportables par les airs, comme en France », rapporte le monde.fr.
Il mentionne bien le fait des recombineurs et de l'alimentation des turbo pompes.

KLOUG

Pierre Berger a écrit:

Pour la petite histoire j'ai passé 15 ans dans l'informatique industrielle, et c'est peut-être pour ça que ce genre de scénario a tendance à me faire dresser les cheveux sur la tête

+1, j'ai fait 20 ans chez IBM ; On n'aurait pas dévié du 100ème des procédures - je parle bien de phase pré-accidentelle - dans un contexte bien moins... Explosif ! Quant à la phase actuelle, il n'y a sûrement plus de procédures, le terrain est miné partout et chaque action - j'allais écrire expérience - entraîne presque obligatoirement des réactions assez inconnues.

Bon, je vais faire mon possible pour ne pas verser dans la polémique, mais enfin j'avoue que ça m'agace profondément, le genre de discours de M. Béhar. "c'est regrettable, tout ça, tout ça..."

Pour arrêter d'appeler un chat un chameau : ce document de la JNES de 2005 est carrément mensonger, non ?

Quand on lit ce truc (et d'ailleurs, avant Fukushima, qui l'aurait lu à part les quelques techniciens concernés et des paranos irréductibles ?) on s'endort tranquille, sûrs que dans tous les BWR du Japon les gentils ingés ont bien pensé que l'hydrogène ça fait boum et que les gentils opérateurs ont écouté les gentils ingés et mis des jolis recombineurs là où il le fallait.
Au moment où la décision a été prise (car il a bien fallu que quelqu'un la prenne), le tsunami était loin dans l'avenir. Pas de stress de catastrophe, pas de contraintes de temps, etc. C'est bien gentil de rester collé le nez sur l'événement, mais ça permet aussi d'évacuer le problème de ce qui a conduit des gens en situation autrement moins inconfortable qu'aujourd'hui à planter ce que les malheureux 170 gars présents sur le site (plus quelques milliers d'autres qui ont eu l'idée stupide de vivre à moins de 30km) sont en train de récolter.

Si j'ai bien compris, c'est quand même grâce à cette décision (qui viole explicitement les procédures de sécurité écrites par l'autorité de contrôle) qu'on se retrouve avec une brêche de confinement et des taux de radiation qui sont trop élevés pour qu'on puisse ne serait-ce qu'aller les mesurer. Je me pose quand même la question de qui protège la population dans son ensemble de ce genre de raté monumental. Je précise bien : avant que ça pête. Après, bien sûr, les gars sur place font comme ils peuvent dans des conditions épouvantables et je n'ai aucune envie de leur tirer dessus.

Je n'arrive pas à concilier ça avec ces litanies sur les procédures de sécurité à cinq niveaux, etc.
Je veux dire, le type qui décide de ne pas gérer les explosions d'hydrogène dans l'enceinte, c'est un peu comme s'il affirmait doctement (et au mépris de la revue technique et du service des mines) que deux écrous sont largement suffisants pour fixer la roue d'une clio, avec l'idée que d'ici à ce que quelqu'un essaye de rouler avec, il sera parti voir ailleurs si sa responsabilité y est ! On est loin des diagrammes en arrête de poisson, là.

Comment est-ce qu'on peut encore aborder la question de la confiance dans cette technologie, et surtout d'à qui on délègue le pouvoir de la mettre en oeuvre et de la contrôler, en constatant des dysfonctionnements aussi flagrants ?
Qui est payé pour lire les documents de la JNES et vérifier que ce qui y est écrit correspond à la réalité ?
Qui a le pouvoir d'obliger un opérateur à tenir ses engagements ?
Surtout quand on voit que 6 semaines plus tard Tepco est toujours aux commandes, avec une politique d'opacité qui fait penser à un type assis à califourchon sur la soupape d'une chaudière, et déterminé à y rester jusqu'à ce que ça refroidisse ou qu'elle lui explose sous les fesses !

Je suis le seul que ça énerve un peu d'être obligé d'aller essayer de causer à des gens qui bossent dans ce domaine pour me faire une petite idée de ce qui se passe à Fukushima ? Aujourd'hui je suis quand même un peu embêté de lire que même les gens qui seraient à même de se faire une idée de la situation ne disposent pas, et de loin, des infos nécessaires. Avec Kloug qui nous dit (et je n'ai aucune raison de ne pas le croire) que cette situation de panique a de bonnes chances de durer encore quelques bons mois.

Bon, fallait que ça sorte. J'espère ne pas avoir dépassé la dose acceptable. Si ce n'est pas le cas je vous prie de m'en excuser.

Pour finir quand même par une "vraie" question, j'aimerais assez qu'on me mette le pied à l'étrier pour aller me renseigner sur les procédures de contrôle de l'industrie nucléaire, en particulier en France.
Ce que je vise, c'est le niveau de compréhension qu'un plouc de base dans mon genre peut espérer acquérir des mécanismes de contrôle.
Je ne suis pas capable de vérifier les calculs d'un polytechnicien mais, malgré ce grave handicap, je n'ai pas encore abandonné l'idée de réviser mon opinion sur la fiabilité du nucléaire à l'ombre de Fukushima .

Bonsoir

Comment est-ce qu'on peut encore aborder la question de la confiance dans cette technologie, et surtout d'à qui on délègue le pouvoir de la mettre en oeuvre et de la contrôler, en constatant des dysfonctionnements aussi flagrants ?
Qui est payé pour lire les documents de la JNES et vérifier que ce qui y est écrit correspond à la réalité ?
Qui a le pouvoir d'obliger un opérateur à tenir ses engagements ?
Surtout quand on voit que 6 semaines plus tard Tepco est toujours aux commandes, avec une politique d'opacité qui fait penser à un type assis à califourchon sur la soupape d'une chaudière, et déterminé à y rester jusqu'à ce que ça refroidisse ou qu'elle lui explose sous les fesses !
Je suis dans l'incapacité de répondre à ces questions. J'ai exactement les mêmes

Je suis le seul que ça énerve un peu d'être obligé d'aller essayer de causer à des gens qui bossent dans ce domaine pour me faire une petite idée de ce qui se passe à Fukushima ?
Ben non car nous y laissons aussi beaucoup de temps et d'énergie pour essayer de comprendre les causes et les évolutions.

Aujourd'hui je suis quand même un peu embêté de lire que même les gens qui seraient à même de se faire une idée de la situation ne disposent pas, et de loin, des infos nécessaires. Avec Kloug qui nous dit (et je n'ai aucune raison de ne pas le croire) que cette situation de panique a de bonnes chances de durer encore quelques bons mois.
Si on interroge notre autorité ou son expert technique, je crois qu'ils arriveront aux mêmes conclusions.
Désolé de ne pas vous rassurer plus que ça, mais monsieur Lacoste l'a d'ailleurs dit à un journaliste, nous ne sommes pas là pour ça.
On comprend que cela puisse énerver.

Pour finir quand même par une "vraie" question, j'aimerais assez qu'on me mette le pied à l'étrier pour aller me renseigner sur les procédures de contrôle de l'industrie nucléaire, en particulier en France.
Ce que je vise, c'est le niveau de compréhension qu'un plouc de base dans mon genre peut espérer acquérir des mécanismes de contrôle.
Je ne suis pas capable de vérifier les calculs d'un polytechnicien mais, malgré ce grave handicap, je n'ai pas encore abandonné l'idée de réviser mon opinion sur la fiabilité du nucléaire à l'ombre de Fukushima
En ce qui concerne les procédures de contrôle, je crois que tout le monde aura compris que c'est l'ASN, l'autorité de sûreté nucléaire dans le domaine du civil qui procède à ses contrôles. Vous pouvez d'ailleurs trouver les résultats de ses inspections car elles sont rendues publiques sur le sites de l'ASN (www.asn.fr).
Vous aurez ainsi une petite idée des thèmes abordés lors des inspections et leurs nombres.
Pour vous donner un ordre d'idée, un site comme La Hague voir au moins une fois par semaine une équipe d'inspecteurs ASN.
Les thèmes abordés concernent non seulement la sûreté des installations mais aussi la sécurité radiologique et même classique.
Je ne vais pas vous faire la liste ici mais le champ de questionnement est très vaste.
Et ce n'est pas terminé : sachez aussi que les exploitants nucléaires ont leurs inspections internes (je fais partie de celle du CEA) où nous avons pour missions d'aller faire des audits sur des sujets équivalents (mais sans la sanction).
Il y a sur tous les centres des cellules de sûreté qui font des contrôles de second niveau.
Ce qui fait qu'un installation nucléaire de base peut voir le lundi une équipe ASN, le mardi l'inspecteur du travail, le mercredi l'inspection générale interne, le jeudi la cellule de sûreté et pour finir le CHSCT le vendredi.
J'exagère un petit peu mais il n'y a pas toujours de coordination entre tous ces acteurs (qui n'ont pas de comptes à se rendre pour la plupart).
En matière de sûreté chaque exploitant doit passer devant ce que l'on appelle des groupes permanents en matière de sûreté et sécurité.
Cette instance (en fait ces instances car c'est fonction du type d'installations - réacteurs - usines - labos) se réunit régulièrement.

Je ne peux dans un message aussi bref vous donner la totalité du panorama de ce qui se fait en France, car c'est très vaste.
Mais commencer par regarder les "lettres de suite" de l'ASN pour voir les demandes qui sont adressées aux exploitants.

A bientôt
KLOUG

Bonjour à tous et toutes!
Depuis quasiment l'origine de ce forum "spécial japon" , je tente, malgré mes connaissances Angströmscopiques sur le nucléaire, de suivre les évènements et les conséquences de l'accident.
Vous me pardonnerez , j'espère, la naïveté de mes interrogations...

Bref: apparemment je ne pense pas avoir saisi l'ampleur des dégâts du réacteur n°1 (si ce n'est les 70% de combustible dégradé ...) puisque je me m'interroge sur l'accroissement faible mais continu de la pression à l'intérieur de celui-ci.
Pourriez vous m'éclairer sur les causes de cet accroissement? Ce que je ne comprends pas, c'est que malgré le refroidissement la pression continue d'augmenter.
Cela signifie t-il que la chaleur à l'intérieur du coeur augmente ( réactions du corium avec des matériaux par exemple?...) ou bien que la source froide ne suffit pas à stabiliser voire faire baisser la température?
Quelles seraient les conséquences d'une impossibilité de stabiliser cette pression? Est-il encore possible de "relâcher les gaz" compte tenu de leur teneur en radioéléments (qui doit sûrement s'être considérablement accrue depuis les premiers "dégazages"?)

J'arrête ici avant de vous ensevelir sous d'autres questions pas forcément pertinentes...

Bonsoir

Vous avez bien fait de poser la question.
En fait TEPCO joue sur le fait de ne pas injecter trop d'eau à l'intérieur du réacteur, on va dire juste ce qu'il faut pour refroidir sans créer trop d'effluents (déchets radiaoctifs liquides). Et c'est pour cela que la pression monte. Ceci dit la cuve est dimensionnée pour tenir jusquà 75 MPa, au bémol près qui est de dire, quand les circuits sont intègres.
Apparement c'est un point que pas mal d'experts des réacteurs suivent et de près.
Si on ne pouvait stabliser pression, il pourrait y avoir un nouveau relargage des radionucléides à l'extérieur, ce n'est pas à exclure.

La question était tout à fait pertinente...

KLOUG

@Kloug
J'espère que vous n'avez pas pris cet énervement contre vous. Au contraire, je vous remercie encore une fois de votre disponibilité et de votre franchise.

Quand je parlais d'être rassuré, ce n'était évidemment pas pour me faire servir des bobards du genre de ceux qui ont fatalement dû allonger le nez d'un certain nombre de responsables au Japon ces dernières années .
J'ai au contraire le plus grand respect - et une tendance à la sympathie - pour les gens qui disent aussi bien ce qu'ils savent que ce qu'ils ne savent pas.

Constater le niveau d'opacité et d'enfumage qui entoure cette affaire n'en reste pas moins assez consternant, mais c'est malgré tout réconfortant de voir que sur certains points on arrive à des conclusions comparables.

Ok, direction le site de l'ASN avec ma pelle et ma pioche !

Bonsoir Pierre
Non pas du tout. Ne soit pas inquiet.
J'essaye de donner le maximum de ce que je sais, dans les termes que tout le monde peut comprendre, car je suis sûr que tout le monde PEUT comprendre.
Il faut juste s'en donner la peine et j'espère avoir un petit peu réussi avec le Cirkus.
Je conçois que l'agacement puisse te gagner.
Et je te l'ai dit, j'ai les mêmes interrogations.
Les lettres de suite ne sont pas toujours simples à trouver. Je te conseille de les aborder an allant dans chaque région. C'est le meilleur moyen que j'ai trouvé.
A très bientôt pour d'autres questions.
KLOUG

Citation :

Ce qui fait qu'un installation nucléaire de base peut voir le lundi une équipe ASN, le mardi l'inspecteur du travail, le mercredi l'inspection générale interne, le jeudi la cellule de sûreté et pour finir le CHSCT le vendredi.

@Kloug ,c'est l'ASN qui fait aussi l'inspection du travail , me semble t-il .

Pour ce qui est de l'ASN , je viens de recevoir dans ma boite aux lettres (réelle) au moins 5 kilos de documents de l'ASN . Ce sont les rapports annuel sur l'état de la sûreté nucléaire et de la RDP en France ( 2007,2008,2009 )
Rébarbatif , abordable et tout de même 3x700 pages .

L'info existe en France , est accessible pour peu qu'on fasse le geste de la demander .

Erf... Ca commence à ressembler au TCE, cette affaire. Si le ticket d'entrée c'est 700 pages pour avoir le droit de causer entre gens informés, ça flirte avec le terrorisme intellectuel et ça me paraît un moyen efficace (quoique pas vraiment original) de vider les débats de leur sens.

Ceci dit pourquoi pas, j'ai plein de temps libre en ce moment. Il y a moyen d'avoir un de ces petits monstres en PDF, ou il faut obligatoirement commander une version papier au Père Noël ?

Complément d'enquête en ce moment ...sur le nucléaire! A prendre avec des pincettes Bonne soirée Antimoine

Citation :

Il y a moyen d'avoir un de ces petits monstres en PDF,

Disponible en PDF sur le site de l'ASN (c'est d'ailleurs le seul format disponible pour le rapport 2010 )
http://rapport-annuel2010.asn.fr/telechargements/rapport-annuel-2010.html