Nucleare, i rischi delle centrali di terza generazione

  1. L’Électricité de France, nel “Rapporto preliminare di sicurezza” relativo al costruendo reattore di Flamanville 3, ha rilevato gravi rischi in merito a repentine escursioni di potenza con il rischio di crisi di ebollizione, esplosioni di vapore (in grado di danneggiare seriamente il reattore e le barriere di contenimento) ed altresì il rischio di espulsione violenta delle barre di controllo;
  2. Considerato che le barre di controllo hanno la funzione di regolare la potenza del reattore e/o spegnerlo in caso di necessità, la gravità del problema è palese. Poiché si ravvisavano “superamenti significativi dei criteri [di sicurezza]”, sono stati proposti da Areva degli interventi correttivi alle barre di controllo per mitigare (ma non rimuovere) il rischio di questa tipologia di incidente, ma tuttavia persistono margini molto ristretti per l’esercizio in sicurezza dell’impianto in quanto la problematica è intrinseca al design del reattore EPR (e dei precedenti N4) ed alla modalità di esercizio prevista (Reattore nucleare europeo ad acqua pressurizzata – Wikipedia).

Questo il documento che analizza la relazione della società elettrica francese: SDN_1_EPR_une technologie_explosive. Un titolo a dir poco lapidario: una tecnologia esplosiva.

Terzo aspetto negativo: il carburante. Al posto delle consuete barre di uranio, negli EPR si impiegheranno “l’ossido di uranio arricchito in percentuali variabili fra il 4 e il 6% oppure miscele di ossidi di uranio e plutonio, il cosiddetto combustibile MOX (Reattore nucleare di III generazione – Wikipedia). E’ il medesimo combustibile impiegato nel reattore 3 di Fukushima. Un materiale di ricilaggio, poiché combina il plutonio delle bombe nucleari dismesse, o il residuo delle altre centrali nucleari:

    • Il Mixed oxide fuel (o MOX) è una miscela di uranio naturale e plutonio. È composto in genere da una miscela di uranio impoverito, il prodotto di scarto dei processi di arricchimento dell’uranio, e di plutonio. La percentuale di plutonio dentro il combustibile MOX dipende dalle quantità isotopiche dei vari isotopi del plutonio
    • per creare un combustibile MOX equivalente si deve utilizzare una quantità di plutonio weapons grade pari a circa il 4.5% del totale del combustibile (quasi tutto il plutonio in questo caso è fissile), utilizzando un plutonio derivante dal riprocessamento del combustibile esausto di altri reattori, si deve arrivare al 7% del totale di plutonio (se questo è composto per il 65% di materiale fissile)
    • Si può produrre dalla dismissione di armi nucleari dismesse in seguito ai trattati START e SORT. Attualmente esiste un abbondante quantità di plutonio proveniente dallo smantellamento delle testate nucleari in base ai molti accordi contratti dagli Stati Uniti e dall’Unione Sovietica.

Va da sé, il plutonio è altamente nocivo per la salute umana. E’ il combustibile nucleare più nocivo. La bestia peggiore.

Une technologie explosive:
l’EPR
Un réacteur à puissance réduite
Le « Rapport préliminaire de sûreté [RPS] de l’EPR Flamanville 3 » (version publique 2006)
nous donne les caractéristiques de ce réacteur en les comparant à celles des réacteurs du
« palier N4 » (centrales de Chooz et Civaux). Cependant, une note d’étude d’EDF de 2004 [1]
indique que la puissance de l’EPR serait, dans un premier temps, inférieure de 180 MWe à
celle déclarée dans le Rapport préliminaire de sûreté.
Paramètres du réacteur
Puissance thermique (MWth)
Puissance électrique (MWe)
Rendement (%)
Rendement calculé (Pe/Pth)
Rapport de sûreté
EPR
Palier N4
4500
4250
1630
1475
36
34,5
36,2
34,7
Note EDF 2004
EPR
Palier N4
4250/4500
4250
1450/1550
1450
/
/
34,1/34,4
34,1
La puissance du réacteur EPR sera donc équivalente à celle des centrales les plus récentes
(palier N4). Quant à l’effarant saut technologique de 1,5% de rendement, il ne serait que
poudre aux yeux et enfumage. En effet, avec les même puissances thermique (Pth) et
électrique (Pe), les deux types de réacteur ne peuvent avoir qu’un même rendement, de l’ordre
de 34%.
Un autre document explique que « la vocation de l’EPR est de permettre le passage (à moyen
terme) à un niveau de puissance de 4 500 MWth [mégawatt thermique]» [2] (§4.10). La durée
du « moyen terme » n’est pas indiquée. « Toutefois, la puissance retenue dans les études
accidentelles du rapport préliminaire de sûreté EPR est 4250 MWth » [1] (§4.1).
Une énergie ruineuse
Cet écart de puissance est-il important ? Oui car il conditionne le coût de production du
réacteur. Pour un même coût de construction, plus la machine est puissante plus elle produira
de l’énergie, et moins chers seront les mégawatt-heures (MWh).
C. Pierre Zaleski et Sophie Meritet du Centre de géopolitique de l’énergie et des matières
premières (CGEMP) ont estimé en 2004 le coût du MWh EPR à 41 €, pour un coût de
construction de 3 milliards d’€ et avec une puissance de 4 500 MWth [3]. Ce MWh serait
désormais de l’ordre de 55 € compte tenu du surcoût de construction annoncé prudemment à
4 milliards d’€ [4]. Et la facture risque de s’allonger encore en fonction des aléas du chantier
de construction, de la transparence du maître d’œuvre sur le coût réel et de ce qu’on entend
par « moyen terme » pour le passage de 4 250 à 4 500 MWth…
Il est alors intéressant de comparer les coûts de production nucléaire. Aujourd’hui, le MWh
« en base » est vendu par EDF à 35 € sur le marché de l’énergie, pour un prix de revient de 33
à 34 € sortie des centrales REP actuelles.
L’EPR produira donc à perte l’énergie de « base » même si le prix de vente du MWh « en
base » est légèrement relevé comme le souhaite EDF. Cependant, le coût du MWh « en
pointe » de consommation peut dépasser les 100 € sur le « Marché spot » de l’électricité [5].
Mais, l’EPR est conçu pour fonctionner en « suivi de charge » ainsi qu’en « réglage de
fréquence ». Il est sensé réaliser des variations rapides de puissance grâce à son mode de
pilotage révolutionnaire : le « RIP » pour « Retour instantané en puissance ».
Dans ce cas, EDF pourrait éventuellement envisager d’amortir son investissement.
L’accident grave
Eventuellement… En effet, nous avons connaissance d’une note technique d’EDF [6]
évoquant l’« l’EDG FA3 ». Qu’est ce que c’est que ce charabia ? FA3 est le diminutif de
Flamanville 3 et EDG est l’acronyme de l’accident « Ejection de grappe ». Les grappes
servant à contrôler la puissance du réacteur, à le piloter. Ce sont à la fois l’accélérateur et le
frein. L’accident d’éjection de grappe peut se comparer au blocage de l’accélérateur. A fond.
Le paragraphe 15.2.4.e du « Rapport préliminaire de sûreté » décrit « l’EDG FA3 ».
« Cet accident conduit à une perte de réfrigérant primaire via la rupture de l’enveloppe du
mécanisme de commande de la grappe éjectée » et « entraîne un transitoire très rapide avec
un temps d’éjection […] de 0,1 secondes ».
L’éjection de la grappe provoque un « apport de réactivité positif rapide suivi d’une
excursion de puissance ». Heureusement, « la contre réaction Doppler » et « l’arrêt
automatique (…) initié au pic de puissance » arrêtent le phénomène. Normalement.
Cependant, il est écrit que le réacteur peut, en cas d’éjection de grappe à faible puissance,
dépasser « la prompte criticité ».
Que désigne ce terme barbare ? Pour en avoir une idée, tapez « prompte criticité » sur votre
moteur de recherche et allez sur le site de la très pro-nucléaire Société française d’énergie
nucléaire. Vous y trouverez un compte rendu technique de l’accident de Tchernobyl. Sans
qu’il y ait eu d’accident d’éjection de grappe, le réacteur s’est retrouvé « en situation de
prompte criticité et la puissance a pu atteindre en quelques secondes cent fois la valeur
nominale » [7].
« Cependant il ne faut pas perdre de vue que l’accident survenu à Tchernobyl est un accident
de criticité prompte sur un réacteur de puissance.
Comme le souligne l’IPSN [Institut de protection et de sûreté nucléaire], les accident de
criticité présente un danger particulier du fait que lorsque le milieu est sous-critique, la
puissance neutronique est très faible et que si le milieu devient sur-critique pour une raison
quelconque, il peut devenir le siège d’une excursion de puissance neutronique assimilable à
une explosion »[8].
Lu sur l’encyclopédie en ligne « wikipedia » : la « criticité prompte, c’est celle ou opèrent les
armes nucléaires ».
L’EPR risque t’il exploser à son tour ?
On est en droit de se poser la question à la lecture des documents d’EDF.
Le réacteur s’emballe
Dans une étude [9], les ingénieurs d’EDF ont identifié « l’accident d’éjection de grappe »
comme « potentiellement problématique pour EPR ». Il est question de « dépassements très
significatifs » du « critère de nombre de crayons [combustible] en crise d’ébullition ». De
« 20 à 30% » du combustible pourrait alors se rompre en cas d’accident.
En résumé, le réacteur s’emballe localement (excursion de puissance), le combustible chauffe,
l’eau qui le refroidissait se met à bouillir (crise d’ébullition).
Un physicien pourrait faire le bilan entre l’effet Doppler et l’effet de température stabilisant la
réaction sur-critique avec les effets du changement d’état du modérateur (eau/vapeur), de la
moindre quantité de bore dans la vapeur et de la présence d’un « réflecteur lourd » qui limite
le taux de fuite des neutrons rapides.
Le tableau 3 du document [9] présente les résultats de l’étude d’Areva qui montrent que le
combustible pourrait atteindre la température de 2779°C pour une température de fusion de
2800°C. On est admiratif face à une telle précision. Curieusement, la température de la gaine
n’atteindrait que 1458°C bien que contenant l’oxyde d’uranium à près de 2800°C.
Par ailleurs, on sait que la température de fusion du combustible diminue en fonction de
l’irradiation. De l’ordre de 40°C pour le combustible EPR à haut « burn-up ».
Le paragraphe 6.1.6 nous apprend que « l’origine des difficultés rencontrées en éjection de
grappe étant essentiellement liée au mode de pilotage envisagé pour EPR et plus précisément
dans l’exigence de maintien de la capacité de Retour instantané en puissance (…), la voie
ultime d’amélioration de l’étude d’accident réside dans la modification de celui-ci ».
Le « RIP » pose donc problème. La solution serait alors d’abandonner ce mode de pilotage
plutôt contraignant. EDF sacrifierait la rentabilité sur l’autel de la sûreté ? Cela « ne pourrait
toutefois être envisagée que de manière temporaire dans le meilleur des cas, le temps de faire
accepter une voie de résolution pérenne ».
Accepter à qui ? Le chapitre 7 évoque la possibilité de « remplacer les critères actuels » par
une autre méthode « analytique ». Cette solution « devrait s’accompagner d’un dossier
défensif montrant le respect des critères actuels moyennant la prise en compte de contraintes
d’exploitation éventuellement applicables le temps de faire aboutir le dossier auprès de
l’ASN ». L’Autorité de sûreté nucléaire, le « gendarme » de l’atome qui mange son chapeau
plus souvent qu’à son tour. Il est même question dans le « Plan d’action » de préparer « la
stratégie d’approche de l’ASN »…
A noter que « Areva ne semble pas rencontrer de telles difficultés dans le cadre des études
réalisées pour OL3 (…). L’absence de prise en compte de pénalités, le recours à une
méthodologie d’étude moins pénalisante, et l’absence d’étude haut burnup semble en être les
explications principales » (chapitre 5). Là il est question de l’EPR en construction en
Finlande « OL3 » où Areva rencontre d’autres difficultés : 4 années de retard…
Sûreté problématique
Revenons au document au titre évoquant les « voies de sortie de la problématique éjection de
grappe » [2]. Cette note technique fait le tour des solutions envisageables pour sortir « de la
problématique » et confirme « la mise en évidence de dépassements très importants et
généralisés des critères de sûreté » malgré une modification du mode de pilotage. Cela a le
mérite d’être clair…
On apprend également (§ 5. 3), que pour le palier N4, la gestion du combustible « Alcade »
[10] conduit « à respecter sans marges les critères actuels de sûreté en éjection de grappe ».
Ces réacteurs évolue donc déjà sur la corde raide car « sans marge » on n’est pas à l’abri
d’une erreur de calcul.
Modification majeure
En fin d’année 2007, Areva revoit la conception du réacteur en projetant de remplacer un
certain nombre de grappes de pilotage très absorbantes de neutrons (dites « grappes noires »)
par des grappes moins absorbantes (« grappes grises »). Sans renoncer au mode de pilotage
« RIP » à l’origine du problème. Le document [11] explique qu’il restera dans certains cas
« des marges d’arrêt faibles voire insuffisantes », que « des difficultés persistent » et
« resteront présentes à fort niveau de puissance lors de la réalisation de l’étude d’éjection de
grappe », malgré le remplacement des grappes « noires » par des « grises ». Dans l’annexe 1
(page 24), le « NCE » (Nombre de crayons en Crise d’Ebullition) à puissance nominale se
situe aux alentours de 10%.
On peut penser qu’un tel changement dans l’efficacité des grappes de pilotage d’un réacteur
s’apparente à un modification majeure de conception qui pourrait mettre à mal la
démonstration de sûreté accepté par l’ASN. C’est ce que suggère ce dernier document de
l’année 2007 (§ 7): « la reprise du schéma de grappes est une modification importante de
conception par rapport au PSAR [Preliminary safety analysis report] qui a conduit au DAC
[Décret d’autorisation de création] et que l’ASN pourrait y voir une raison de constat de perte
d’actualité du dossier ».
Il faut savoir que les maigres bénéfices obtenues en EDG avec des grappes grises moins
absorbantes de neutrons deviennent défavorables en cas d’accident de Rupture de tuyauterie
vapeur (RTV). C’est la quadrature du cercle.
Un problème insoluble
Nous avons donc vu que le « NCE » reste élevé malgré les diverses modifications apportées.
La note EDF cité en [6] dresse le bilan sur le problème « EDG ». En 2009, les problèmes
persistent et, au niveau de la radioprotection, d’autres semblent poindre (§8.2.1):
« La principale évolution attendue sur EPR étant le passage à 4500MWth, si l’étude EDG du
RdS [Rapport de sûreté] 4300 est réalisée avec peu ou pas de provisions, le bilan des marges
(physiques) se dégradera forcément à 4500.
Dans ces conditions, le choix de provisions faibles pour maximiser les marges physiques, au
prix de contraintes sur l’exploitation, de calculs volumineux en recharge et de dégradation du
bilan des marges lors d’évolutions ultérieures, ne présente que peu d’avantages.
Seule la crainte de difficultés à accommoder les calculs de rejets radioactifs vis à vis de la
qualification du matériel (conception différente du parc) peut conduire à moduler cette
position. En effet sur EPR le matériel n’est classé que jusqu’à 1% de crayons cassés.
Or si dans les études de rejets EPR on considère, comme c’est couramment le cas, que les
crayons entrant en NCE en EDG sont cassés pour l’étude de rejet, on voit bien qu’il convient
de minimiser ce NCE. On notera toutefois qu’il est absolument impossible qu’une étude
d’EDG conduise à un NCE inférieur à 1%, le NCE EPR prévisionnel étant plutôt entre 6 et
9% ».
Rupture des deux premières barrières
En « éjection de grappe », le « nombre de crayons en crise d’ébullition » considérés comme
« cassés » sera largement supérieur à 1%, valeur maximale à laquelle « le matériel EPR est
classé » d’un point de vue radiologique. En clair, au delà de 1% de NCE, le matériel exposé
aux fortes radiations risque de tomber en panne…
Dans ce type d’accident, l’éjection de la grappe a créé une brèche par laquelle le circuit
primaire en train de bouillir (crise d’ébullition) se dépressurise dans l’enceinte. La deuxième
barrière de confinement est donc rompue. Et même si « l’excursion de puissance » est stoppé
en quelques secondes par « l’Arrêt automatique du réacteur », l’eau à 155 bar du circuit
primaire continuera a être pulvérisée dans l’enceinte de confinement (1 bar) sous forme de
vapeur (300°C). Vapeur extrêmement radioactive du fait des « crayons cassés ». Crayons
cassés signifiant rupture de la première barrière de confinement : la gaine du combustible
d’une épaisseur de 0,57 mm seulement.
Le dégagement d’énergie mécanique lors de l’interaction combustible-eau n’est même pas
évoqué alors qu’il risque de provoquer quelques désordres dans ce coin surchauffé du
réacteur. Désordre tel que la déformation des assemblages combustible empêchant ainsi les
grappes de sécurité de chuter pour stopper l’excursion de puissance. Si l’ordre d’arrêt
automatique est donné…
Une illusoire troisième barrière
La santé des populations ne serait donc plus assurée que par la troisième barrière, l’enceinte
de confinement, dont on sait qu’elle n’est pas complètement étanche. Sans oublier que le
matériel, comme les vannes d’isolement enceinte par exemple, n’est pas classé en accident
grave. Sans compter que l’« accessibilité BR en fonctionnement » est prévue : « l’accessibilité
au bâtiment réacteur tranche en marche (7 jour avant et 3 jours après l’arrêt de tranche) est
une condition essentielle au respect de la durée d’arrêt de tranche de 16 jours » [12]. Dans ce
cas, la troisième et dernière barrière de confinement est béante !
Le réacteur ne s’arrête pas en cas d’accident
Mais au fait, l’« Arrêt automatique du réacteur » (AAR) va t’il fonctionner en EDG ? La
note [6] y répond au chapitre 9, « Transitoire d’EDG sans AAR »:
« Nous rappelons au projet une problématique connexe à l’étude d’EDG, il s’agit des cas
d’EDG qui sont trop faibles pour conduire au déclenchement de l’AAR (…). Ces cas ne
figurent pas au RdS et leur étude n’est pas prévue à ce jour dans le cadre des études EPR
avec AREVA (contrat C). Par ailleurs il n’existe pas de méthodologie pour traiter cette
problématique spécifique ».
« A l’heure actuelle il semblerait qu’aucune démarche n’ait été entreprise et le
dimensionnement de protections EPR semble succinct (…) ».
Sans oublier « des temps de chute des grappes trop élevés sur l’EPR en particulier en cas de
séisme » [1] (4.1.2) avec une « vitesse des grappes environ deux fois moins élevée sur EPR
que sur le parc en particulier » [9] (6.1.6).
« Concernant plus spécifiquement l’EDG et ses cas sans AAR, un dossier défensif paraît
nécessaire pour éviter toute lacune dans la démonstration de sûreté ».
Mais attention, il s’agit de rester discret sur cette recommandation « de préparer correctement
un dossier présentant la démarche de dimensionnement des protections dans un document
interne non transmis à l’ASN » [6].
Le « dossier défensif » a intérêt à être en béton car au chapitre 3.6 du « Rapport préliminaire
de sûreté (RPS) de l’EPR Flamanville 3 », à propos des « exigences de sûreté » des
« mécanismes de commande des grappes », il est écrit : « la chute de chaque grappe de
commande doit être garantie dans toutes les situations accidentelles ». En « cas d’EDG », il
est possible qu’aucune grappe ne chute ! Ou qu’elles se bloquent en cours de descente.
Accélérateur bloqué à fond et frein inopérant : Tchernanville 3…
Pour information, sur l’étude EDG du palier N4, l’éjection de la grappe à lieu en 0,1 s et le pic
de l’excursion de puissance est prévu 0,2 s plus tard. Le début de la chute des grappes n’a lieu
que 0,6 s après la détection « haut flux nucléaire seuil haut ».
Conclusion
L’EPR d’Areva est un réacteur inexploitable sans de notables impasses sur la sûreté. Il n’est
pas conforme au Rapport de sûreté concernant la chute des grappes (AAR) en cas d’accident
grave (EDG) ; le matériel n’est pas classé pour les accidents induisant plus de 1% de crayons
combustible cassés. Pourtant, un récupérateur de corium est censé collecter la fusion de 100%
du cœur…
Malgré des modifications majeures du pilotage réalisées sans aucune transparence, EDF va
prendre des risques inconsidérés pour tenter de rentabiliser à tout prix son investissement.
Sans « RIP », l’EPR pourrait être exploité à perte. Avec « RIP », l’EPR pourrait conduire à
notre perte.
RIP : « Repose en paix »…
Références
[1] Présentation synthétique de l’EPR – EDF, avril 2004
[2] EPR FA3 – Synthèse des voies de sortie de la problématique éjection de grappe – EDF, mai 2007
[3] http://www.asn.fr/index.php/S-informer/Publications/La-revue-Controle/Dossiers-de-
Controle-2005/Le-reacteur-EPR
[4] Actu énergie – 09/11/2009, information interne EDF
[5] RTE – Statistiques de l’énergie électrique en France – 2008
[6] Bilan de la phase préliminaire de l’étude d’EDG FA3 et perspectives – EDF, avril 2009
[7] http://www.sfen.org/fr/societe/accidents/tchernobyl/1.htm
[8] Marges disponibles pour les activités d’exploitation du REP par rapport aux risques de criticité – EDF,
décembre 1999
[9] EPR FA3 – Synthèse de l’étude de faisabilité de l’accident d’éjection de grappe – EDF, février 2007
[10] Pour des précisions sur la gestion « Alcade » voir la Décision n° 2007-DC-0066 de l’Autorité de sûreté
nucléaire du 19 juillet 2007 relative à la mise en oeuvre de la gestion du combustible dite « ALCADE » dans les
réacteurs des centrales nucléaires de Chooz B et Civaux.
[11] EPR – Gestion combustible – Lot 1 – Revue de conception du schéma de grappes FA3 du 25/10/2007 –
EDF, novembre 2007
[12] Note de présentation de la deuxième revue de projet radioprotection EPR – EDF, mars 2004
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4 Comments

  1. Facendo finta che queste bombe nucleari non siano pericolose (con tanta fantasia )
    PERCE’?
    Oltre ai costi di costruzione non vengono rivelati anche i costi di gestione?
    PERCHE?
    Non viene detto chiaro e tondo ai cittadini il costo di ammortamento totale che andrà a costituire il costo al chilovattora che graverà sulla biletta?
    PERCHE’?
    Nel corso dei 20/25 anni di vita non viene comunicato dove vengonocollocate (IN SICUREZZA) le scorie raddiattive di queste centrali? considerato che alcuni elementi più pericolosi hanno durata di centinaia di anni ed ancora abbiamo quelle delle vecchie centrali in luoghi pericolosi per la popolazione vedi TRINO ERCELLESE
    PERCHE’
    Non dicono chiarmente i costi di gestione che graveranno e gravano da anni per le vecchie centrali dismesse che non possono essere demolite come una centrale tradizionle queste devono essere tenute sotto controllo SENZA RENDERE ALCUN BENEFICIO.. sempre con il rischio incombente!!!!!!!!

  2. fermo restando che il problema delle scorie non è ancora risolto e quindi non si dovrebbe parlare di costruire centrali, in Italia manca l’acqua ! La centrale di Trino vercellese in Piemonte, vicino Torino aveva perfino una enorme ventola per raffreddarla, quando l’acqua del Po non era sufficiente! si formava la brina sulle pale! roba da matti! e spesso le pompe che per legge devono essere almeno tre, una era in riparazione, l’altra troppo alta rispetto al livello dell’acqua. se non credete, chiedete ai tecnici, se avete la possibilità
    un caro saluto
    Boris bellone
    (amo il nucleare, festeggio sempre il 2 dicembre 1942, la pila atomica di fermi, il fuoco nucleare, ma come il grande Rubbia, aspetto la vera soluzione)

  3. Ormai la teoria della Tettonica a Zolle viene insegnata perfino nelle scuole medie. Dagli anni ’60 sappiamo che il Giappone è il prodotto del vulcanesimo acido legato al margine convergente di due placche. Il piano di Beniov, luogo dei punti degli ipocentri dei terremoti passa sotto il Giappone e prevede sismi anche fino a 700km di profondità. Ogni 100-200 anni ne capita uno come questo. Paradossalmente quindi è più sicuro, o meglio si ritarda il disastro di un fattore 10, costruire la centrale dentro il cratere di un vulcano che erutta ogni 1000anni.
    un caro saluto
    Boris Bellone
    docente di scienze nella scuola media superiore- laureato in geologia- direttivo ANPPIA-Torino (ass.naz. perseguitati politici italiani antifascisti)

  4. consiglio una visita al sito: http://www.fisicamente.net , nella home page vi sono molte notizie sulla radioattività ed il sito è gestito da un prof. laureato in Fisica (se vi interessa anche la recensione del libro di Angelo d’Orsi “1989, la storia..” e di domenico Losurdo “La non-violenza” le trovate sul link recensioni e sono mie. così ci conoscimo meglio)
    un caro saluto
    Bris B.

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