Peptide revient souvent en discussion, rarement avec le contexte. Voici d'abord les bases, puis les considérations pratiques.
Cette page a été mise à jour le 2026-05-01 et est revue régulièrement.
== Description == Le corium a une importante puissance thermique résiduelle, c'est-à-dire que contrairement à la lave d'un volcan qui finit par se refroidir au contact de l'air, le corium continue à générer de la chaleur pendant des années, laquelle diminue graduellement en raison de la désintégration des produits de fission, après arrêt du réacteur. Dans un premier temps, il s'agit d'une matière métallique issue de la fusion des barres de contrôle ou d'un corium oxydique (UO2 + Zircaloy, plutonium) issu des crayons de combustible. Ces matériaux se mélangent ensuite avec du bore et divers produits de fission (actinides) et avec des éléments issus de la cuve (fer, chrome, nickel...) puis du béton de confinement ou constituant le radier et les parties inférieures du bâtiment. Hautement toxique, radioactif, extrêmement dense et extrêmement chaud, il peut faire fondre la plupart des matériaux et percer tout ce qui se trouve sous lui s'il n'est pas réfrigéré et s'il reste concentré. Pour mieux contrôler les potentiels accidents formant un corium pouvant percer une cuve de réacteur après fusion du cœur, certaines centrales nucléaires sont équipées de dispositifs de récupération et de refroidissement du corium après percement de la cuve, ou de dispositifs permettant de refroidir le corium tout en le maintenant dans la cuve.
Sources : fr.wikipedia.org
Dans le réacteur pressurisé européen (EPR), le réacteur ATMEA1 et le réacteur russe VVER-1200 (AES-2006), un dispositif particulier (le « cendrier » ou core-catcher) composé d'éléments réfractaires en céramique a été prévu pour contenir puis refroidir le corium, s'il venait à percer la cuve du réacteur, afin de l'empêcher de s'enfoncer dans le sol. En ce qui concerne le projet américain AP1000, selon ses concepteurs, il est prévu de maintenir le corium à l'intérieur de la cuve et de refroidir celle-ci par l'extérieur.
Sources : fr.wikipedia.org
La formation du corium est la conséquence d'un défaut de refroidissement du cœur d'un réacteur nucléaire ayant pour conséquence une surchauffe de tous les éléments le constituant. En effet, après arrêt de la réaction en chaîne, il ne reste plus de chaleur due à la fission mais celle due à la radioactivité (effet thermique de la désintégration naturelle des différents produits de fission). Cette puissance, dite résiduelle, dépend prioritairement de l'historique de puissance du réacteur précédant l'accident, mais aussi de la nature et de l'enrichissement du combustible, de l’épuisement du combustible (avancement du cycle) et de l’éventuelle période de désactivation. La puissance résiduelle, si elle n'est pas évacuée par les circuits de refroidissement, fait monter la température du combustible. Au-delà d'un certain seuil (1 200 °C environ), une réaction d'oxydation se produit sur les gaines de Zircaloy des crayons de combustibles. Cette réaction est très exothermique (augmentation de la température de 1 à 10 K/s) ce qui provoque la fusion de l'assemblage combustible. L'étape suivante est la rupture des gaines d'assemblage et donc le relâchement de gaz de fission qui contaminent le cœur et le circuit primaire (c'est une rupture de la première barrière de protection). Si l'élévation de température se poursuit, les éléments combustibles fondent et coulent en fond de cuve. Le combustible en fusion, mélangé au zirconium partiellement oxydé et une partie des internes inférieurs de la cuve s'accumulent en fond de cuve du réacteur.
Sources : fr.wikipedia.org
S'il s'agit d'un réacteur peu puissant (jusqu’à 600 MWe), la cuve peut être refroidie par inondation du puits de cuve pour éviter son percement. Pour les réacteurs de 1 300 à 1 600 MWe, le faible étalement du corium en fond de cuve rend le refroidissement par inondation du puits de cuve insuffisant pour prévenir le percement de la cuve. De plus il engendre un risque d'explosion de vapeur en cas de rupture de la cuve. L’inondation du puits de cuve n'est pas un dispositif standard de sûreté nucléaire et relève des procédures « ultimes » de limitation des impacts d'une catastrophe nucléaire. La priorité étant donnée au rétablissement d'un refroidissement du cœur, via l'injection d'eau dans le circuit primaire (injection de sûreté) beaucoup plus efficace qu'un noyage du puits de cuve. Si le corium en fond de cuve n'est pas suffisamment refroidi, il continue sa montée en température jusqu’à atteindre le point de fusion de la cuve, la percer et se répandre dans le bâtiment réacteur (c'est une rupture de la deuxième barrière de protection). L'enceinte de confinement joue alors seule le rôle de 3e barrière, les dispositifs de sauvegarde (aspersion, dispositif ultime U5) permettent d'en éviter la rupture. Selon le CEA et l'IRSN, quand le corium attaque le sol de béton (et/ou d'autres matériaux plus en hauteur s'il a été expulsé de manière explosive), « une quantité importante de gaz incondensables est libérée provoquant une montée en pression progressive de l’enceinte de confinement.
Sources : fr.wikipedia.org
Peptide est résumé ici à partir de littérature publique : définition, contexte et points récurrents en pratique. Informations générales, pas un avis médical.
La recherche sur Peptide repose surtout sur des travaux de laboratoire et des modèles animaux ; les données cliniques varient selon la substance.
La pureté et l'analyse (HPLC, spectrométrie de masse), une reconstitution correcte et un stockage adapté sont déterminants.%!(EXTRA string=Peptide)
Tous les mécanismes ne sont pas démontrés et une étude isolée ne fait pas une preuve globale. Les questions ouvertes sont signalées comme telles.%!(EXTRA string=Peptide)