Thematische Bibliographien / Sûreté des réacteurs nucléaires

Inhaltsverzeichnis

  1. Zeitschriftenartikel
  2. Dissertationen
  3. Bücher
  4. Buchteile
  5. Konferenzberichte

Auswahl der wissenschaftlichen Literatur zum Thema „Sûreté des réacteurs nucléaires“

Autor: Grafiati
Veröffentlicht am 9. November 2024

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Zeitschriftenartikel zum Thema "Sûreté des réacteurs nucléaires"

1

Dupin, Ludovic. „« Les réacteurs français ont un meilleur niveau de sûreté que lors de leur mise en service »“. Revue Générale Nucléaire, Nr. 6 (2022): 20–21. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20226020.

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Alors que les premiers réacteurs nucléaires atteignent les 40 ans d’activité, la question de leur fonctionnement à long terme est de plus en plus importante. C’est l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) qui sera seule décisionnaire sur ce sujet. Son président Bernard Doroszczuk nous éclaire sur les grands enjeux de cette réflexion.
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Verma, Aditi. „A tale of two epistemologies : the evolution of nuclear safety in the US and French nuclear industry“. Entreprises et histoire 114, Nr. 1 (05.07.2024): 48–69. http://dx.doi.org/10.3917/eh.114.0048.

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Cet article retrace l’évolution des différentes épistémologies de la régulation de la sûreté nucléaire que connaissent les États-Unis et la France, en examinant l’usage et l’évolution de l’évaluation probabiliste des risques et de la défense en profondeur dans chacun de ces pays. L’analyse propose un aperçu de la manière dont les contextes industriel et historique de chaque pays ont modelé leurs approches de régulation propres s’agissant de sûreté nucléaire. Aux États-Unis, l’approche centrée sur les risques prévaut en matière de sûreté nucléaire, découlant de l’évolution historique de la Commission de l’énergie atomique, devenue Commission de réglementation nucléaire. Cette commission a pris le parti d’une méthodologie mettant l’accent sur la transparence, la répétabilité, et le recours à l’évaluation quantitative plutôt qu’au jugement d’ordre qualitatif dans la prise de décision réglementaire, avec la défense en profondeur envisagée au fil du temps comme un volet qualitatif complémentaire. À l’inverse, l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) française admet la défense en profondeur comme étant un principe fondateur. Le modèle français maintient une approche qualitative et flexible alignée sur les attentes du public vis-à-vis de l’amélioration de la sûreté, en évitant de s’engager fermement en faveur d’objectifs de sûreté quantitatifs et en dotant l’ASN d’un pouvoir discrétionnaire concernant l’amélioration de la sûreté. Malgré ces philosophies divergentes concernant la sûreté, aucune inégalité marquante n’apparaît dans les historiques de sécurité opérationnelle des réacteurs nucléaires dans les deux pays. Cependant ces épistémologies pourraient influencer la conception et les choix technologiques de futurs réacteurs. En analysant les rapports réglementaires et la presse spécialisée, l’article souligne le rôle et les interactions de « cultures épistémiques », révélant la complexité des usages des communautés d’experts qui modèlent et interprètent les paradigmes de la sûreté nucléaire tout en suivant des contextes technologiques et sociaux mouvants.
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Le Gros, Gaïc. „Velan : robinetterie nucléaire et maintenance prévisionnelle“. Revue Générale Nucléaire, Nr. 5 (September 2021): 42–43. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20215042.

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Le projet « Vanne connectée » de Velan vise à associer les équipements de robinetterie à des solutions numériques pour optimiser les opérations de maintenance sur les réacteurs nucléaires. Un gain important de sûreté et de compétitivité.
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Mangeon, Michaël, und Mathias Roger. „L’histoire mouvementée de l’EPR…“. Revue Générale Nucléaire, Nr. 4 (2022): 42–45. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20224042.

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Depuis le projet franco-allemand conçu dans la foulée de l’accident de Tchernobyl pour répondre aux nouvelles exigences de sûreté jusqu’au réacteur qui s’apprête à renouveler le parc nucléaire national, l’EPR a connu une trentaine d’années mouvementées. Aujourd’hui les premiers réacteurs démarrent et les projets se multiplient, mais il a fallu surmonter des obstacles.
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Studer, Etienne, Danièle Abdo, Sonia Benteboula, Gilles Bernard-Michel, Nadia Coulon, Frédéric Dabbene, Sergey Kudriakov et al. „Sûreté des réacteurs : la connaissance du risque hydrogène enrichie de 20 ans de R&D“. Revue Générale Nucléaire, Nr. 1 (Januar 2018): 48–53. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20181048.

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Le CEA s’est doté d’une compétence forte pour comprendre, modéliser et prévenir le risque hydrogène dans les installations nucléaires. À partir du milieu des années 1990, une approche couplée numérique et expérimental a été mise en oeuvre pour atteindre ces objectifs : le projet TONUS pour se doter d’outils numériques pour traiter de la distribution et de la combustion de l’hydrogène et le projet MISTRA pour alimenter ces modèles numériques en données expérimentales « CFD grade » pour la distribution de l’hydrogène et l’efficacité des moyens de prévention. Ces connaissances et ces outils ont conforté les démonstrations de sûreté des installations existantes tant civiles que militaires et contribuent à la conception de nouveaux réacteurs toujours plus sûrs. Enfin, elles sont valorisées pour la sûreté des installations industrielles liées à l’hydrogène vecteur d’énergie.
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Collet, Julien. „Les enjeux en matière de sûreté d’une relance du nucléaire en France“. Annales des Mines - Responsabilité et environnement N° 113, Nr. 1 (23.01.2024): 91–93. http://dx.doi.org/10.3917/re1.113.0091.

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La relance d’un programme électronucléaire d’ampleur constitue un défi pour la filière nucléaire française, qui doit reconstituer ses capacités, notamment en termes de compétences. L’ASN attire l’attention sur les risques liés au démarrage très rapide du programme EPR2 et adapte son contrôle en conséquence. En parallèle, les projets de petits réacteurs modulaires se multiplient, avec des objectifs ambitieux, y compris en termes de sûreté nucléaire. La plupart de ces projets sont à un stade de développement peu avancé et doivent encore faire leurs preuves. L’ASN a mis en place des modalités d’échange et de travail adaptées avec ces projets, qui posent des questions nouvelles ou réinterrogent les doctrines en vigueur en matière de sûreté.
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Crampon, Cécile. „SMR : tour d’horizon des initiatives internationales“. Revue Générale Nucléaire, Nr. 1 (Januar 2021): 30–33. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20211030.

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Depuis quelques années, les discussions s’intensifient sur le développement des Small Modular Reactors (SMR) que ce soit au niveau des États, des centres de R&D, des organisations internationales ou des industriels. C’est le cas aussi au sein de l’Agence de l’énergie nucléaire (AEN) qui en fait un domaine d’étude prioritaire. Il s’agit de changer de paradigme en inscrivant les SMR en rupture avec les concepts des réacteurs existants, pour des bénéfices tant économiques que de sûreté. Si l’effet de série est mis en avant, il aura besoin d’être conjugué avec d’autre leviers tels que l’aspect simplifié des designs SMR, la construction modulaire, ou encore l’harmonisation des normes industrielles et de sûreté au niveau international, grâce à une approche plus concertée entre les pays.
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Fourest, Bernard. „Contribution de l’industrie nucléaire européenne à l’harmonisation des règles de sûreté des réacteurs en exploitation“. Revue Générale Nucléaire, Nr. 5 (September 2007): 35–37. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20075035.

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Billebaud, Annick. „Les nouveaux concepts de réacteurs nucléaires“. Reflets de la physique, Nr. 60 (Dezember 2018): 55–57. http://dx.doi.org/10.1051/refdp/201860055.

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Les recherches sur des nouveaux types de réacteurs nucléaires pouvant succéder aux réacteurs actuels sont des travaux de longue haleine. De nombreux nouveaux concepts sont à l’étude mais, depuis 2000, un forum international incite la recherche à se concentrer sur quelques systèmes prometteurs vis-à-vis des nouveaux critères que devraient remplir des réacteurs de 4e génération. En France, les systèmes étudiés dans ce cadre sont les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium et les réacteurs à sels fondus. Les réacteurs pilotés par accélérateur, s’inscrivant dans une stratégie d’incinération de déchets dans des systèmes dédiés, font également l’objet d’études depuis vingt ans.
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La Lumia, Virgile, Jean-Luc Vincent und Olivier Longobardi. „Apports de l'étude probabiliste de sûreté à la conception d'un réacteur nucléaire“. Revue Générale Nucléaire, Nr. 2 (März 2003): 37–40. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20032037.

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Mehr Quellen

Dissertationen zum Thema "Sûreté des réacteurs nucléaires"

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Perdu, Fabien. „Contributions aux études de sûreté pour des filières innovantes de réacteurs nucléaires“. Université Joseph Fourier (Grenoble), 2003. http://www.theses.fr/2003GRE10215.

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L'étude complète des réacteurs à sels fondus, destinés à une production massive et durable d'énergie nucléaire, doit coupler les aspects neutronique, hydraulique et thermique. Ce couplage, intégrant les codes MCNP et trio - U, est entrepris dans le cadre du prototype MSRE, où il donne des résultats très proches de l'expérience. L'extrapolation de cette étude permet de proposer des modifications pour améliorer les coefficients de sûreté des réacteurs à sels fondus de puissance. Un deuxième volet concerne les réacteurs sous-critiques pilotés par accélérateur, dévolus à l'incinération des déchets radioactifs. Nous proposons une méthode de mesure absolue de la réactivité prompte à partir de la décroissance suivant une impulsion de neutrons. Elle ne suppose connue que la distribution des temps entre générations de neutrons, caractéristique du réacteur. Cette méthode est appliquée aux réqultats de l'expérience MUSE 4 et présente une erreur relative sur la réactivité inférieure à 5%.
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Capellan, Nicolas. „Couplage 3D neutronique thermohydraulique : développement d’outils pour les études de sûreté des réacteurs innovants“. Paris 11, 2009. http://www.theses.fr/2009PA112296.

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Les études relatives aux réacteurs nucléaires font appel à plusieurs disciplines dont les principales sont la neutronique et la thermo-hydraulique. Les phénomènes physiques qui se déroulent dans le cœur d’une centrale nucléaire comme la réaction en chaîne des fissions nucléaires, le mouvement des fluides et les transferts de chaleur se couplent de manière forte et complexe. De part l’avancement des connaissances dans ces disciplines et la croissance massive de la puissance des ordinateurs, cette complexité phénoménologique peut aujourd’hui être simulée en des temps raisonnables. C’est pour cette raison que les codes de neutronique stochastiques, dits Monte Carlo, sont bien plus utilisés de nos jours que par le passé. Un grand intérêt de ce type de code probabiliste réside dans leur aptitude à reproduire « fidèlement » la réalité sans recours à des approximations de modélisation. C’est dans ce contexte que cette thèse a été initiée : coupler un code Monte Carlo de neutronique à un code de thermo-hydraulique cœur afin d’assurer une description la plus précise possible des conditions de fonctionnement d’un cœur de réacteur nucléaire. Ces travaux s’inscrivent dans une démarche évolutionnaire motivée par les exigences accrues de la sûreté, d’optimisation des ressources et de minimisation des déchets pour les systèmes nucléaires du futur. Ce manuscrit présente la méthodologie employée pour le développement d’un couplage externe automatisé entre le code Monte Carlo MCNP et le code de thermo-hydraulique/thermique COBRA-EN. Cette recherche d’une meilleure performance et précision des outils de calcul s’accompagne de nouveaux types de problèmes physico-numériques à résoudre, dont les principaux sont exposés dans ce mémoire. La validation du schéma couplé a été réalisée sur un cas très complexe de cœur de réacteur et a permis de prouver la robustesse des développements entrepris et la faisabilité d’un tel couplage
Nuclear reactors are complex systems and modelling of their behaviour involves several sub-disciplines of physics. The most important are the neutronics, which governs the neutron transport and chain reaction in the core, and thermal-hydraulics, which treats the fluid flow of the coolant and the heat transfer from the fuel. These two different physical phenomena are coupled in reactor cores in a complex way: the fission chain reaction affects the heat produced and hence fuel and coolant temperatures and densities, and in turn, these affect the cross sections for the nuclear reactions. Thanks to the massive growth in computer power over the last few decades it is only now that it is possible to imagine simulation of this phenomenological complexity in a reasonable time. For this reason stochastic neutronics codes of the Monte Carlo type are used much more widely than in the past. They offer the great advantage of the ability of this type of probabilistic code resides in their ability to reproduce to "faithfully" re-produce reality without recourse to modelling approximations. It is in this context that the following thesis work has been performed: a generic coupling of a Monte-Carlo based neutronics code to a thermal-hydraulics code to ensure the most accurate 3-dimensional description possible of operating conditions in a reactor core. This work is driven by the new demands for future reactor generations of increased security, the optimization of natural resources and the minimization of nuclear waste production. This manuscript presents the methodology for the development of an automated external coupling between the Monte Carlo based neutron transport code, MCNP, and the thermal-hydraulics/thermic code, COBRA-EN. The development these new and high precision simulation tools was accompanied with new physical-numeric problems which had to be solved. The problems encountered are highlighted in the manuscript. Finally, the validation of the coupled scheme was carried out on a complex, heterogeneous benchmark in order to prove the robustness of the code developments undertaken and the feasibility of such coupling
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Maury, Cécile. „Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNRNa)“. Phd thesis, Université Pierre et Marie Curie - Paris VI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00807954.

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Dans le cadre du projet de réacteur nucléaire à neutrons rapides et caloporteur sodium baptisé ASTRID, le CEA cherche à développer des techniques d'analyse innovantes afin de surveiller la pureté chimique du sodium liquide. L'objectif est de détecter des situations incidentelles telles que les ruptures de gaine, les fuites dans le générateur de vapeur ou dans les pompes du circuit primaire, et la corrosion accélérée, qui entraînent la contamination du caloporteur par certains éléments. Les techniques d'analyse élémentaire basées sur l'ablation laser et la spectroscopie d'émission sont particulièrement adaptées à cette problématique, car elles permettent de réaliser des mesures directes et à distance de tout type d'échantillons. Parmi elles, la spectroscopie sur plasma induit par laser (LIBS) et l'ablation laser couplée à la fluorescence induite par laser (LA-LIF) ont été sélectionnées pour cette étude. L'objectif de cette thèse est la détermination de la sensibilité de ces deux techniques pour la détection d'impuretés dans le sodium liquide. Les limites de détection de la LIBS et de la LA-LIF sont calculées pour des analytes modèles à partir du tracé de droites d'étalonnage. Elles sont respectivement de l'ordre de la ppm massique et de l'ordre de la centaine de ppb massiques. Ces résultats sont ensuite extrapolés théoriquement aux autres analytes d'intérêt. Les résultats montrent la faisabilité de la détection et du suivi des concentrations des produits de corrosion des aciers dans le sodium liquide. Cependant, la LIBS est plus robuste et plus simple de mise en oeuvre et serait par conséquent mieux adaptée à une implantation en centrale nucléaire.
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Billard, Yvan. „Contribution à l'étude des transferts de fluides au sein d'une paroi en béton : application au cas des enceintes de confinement en conditions d'épreuve et accidentelle“. Lyon, INSA, 2003. http://theses.insa-lyon.fr/publication/2003ISAL0015/these.pdf.

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L'objectif de ce travail est l'étude des transferts de fluides induits par deux types de sollicitations (épreuve d'étanchéité et accident de type APRP), au sein d'une paroi en béton intégrant les inhomogénéité et les singularités susceptibles d'être présentes au sein d'une enceinte de confinement de réacteur nucléaire. Après l'étude de différents bétons, centrée sur les perméabilités et les types d'écoulements gazeux mis en jeu, la phase expérimentale a permis de tester à l'échelle 1 (1,3m d'épaisseur) et en condition d'épreuve et accidentelle, une composition de béton respectant un critère de représentativité. La phase de modélisation est menée avec le modèle Thermo-Hydro-Mécanique des milieux poreux non saturés, récemment implanté dans le Code_Aster d'EDF. La synthèse des observations physiques et des simulations numériques contribue à mieux cerner les différents rôles de la structure poreuse, notamment sur la transposition entre un débit en air et un débit en air + vapeur
The aim of this work is to contribute to the study of the transfers of fluids induced by two types of loading (periodic air tightness tests and LOCA type) in the case of a concrete wall integrating in homogeneities and singularities capable to exist within a containment wall of nuclear reactor. After the study of various concretes, focused on permeabilities and types of gaseous flow considered, the experimental phase has permitted to simulate air tightness test and accidental condition on a concrete specimen (scale 1 - thickness equal to 1. 3rn) respecting a representativeness criterion. The numerical investigation is carried out with the Thermal-Hydro-Mechanic of non-saturated porous media model, recently implemented in Code_Aster® (developed by EDF). The synthesis of the physical observations and the numerical simulations contributes to improve the knowledge of different roles of the porous structure notably concerning the transposition between an air leak flow and an air + steam leak flow
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Journeau, Christophe. „Contribution des essais en matériaux prototypiques sur la plate-forme PLINIUS à l'étude des accidents graves de réacteurs nucléaires“. Habilitation à diriger des recherches, Université d'Orléans, 2008. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00343657.

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La plate-forme expérimentale PLINIUS du CEA Cadarache est dédiée à l'étude expérimentale des accidents graves de réacteurs nucléaires en réalisant des essais entre 2000 et 3500 K avec du corium prototypique. Le corium est le mélange issu d'une hypothétique fusion du cœur et de son mélange avec les matériaux de structure. Le corium prototypique a la même composition chimique que le corium envisagé pour un scénario d'accident grave mais une composition isotopique différente(utilisation d'uranium appauvri,...). Des programmes de recherches et des campagnes d'essais ont eu pour thème les propriétés physiques du corium, le comportement des produits de fission, l'étalement du corium, sa solidification et son interaction avec le béton, ainsi que sa refroidissabilité. Ils ont servi de cadre a la formation par la recherche de nombreux étudiants. Ces travaux ont été réalisés dans le cadre de collaborations nationales, européennes et internationales.
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Le, Duy Tu Duong. „Traitement des incertitudes dans les applications des études probabilistes de sûreté nucléaire“. Troyes, 2011. http://www.theses.fr/2011TROY0022.

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L’objectif principal de cette thèse est de proposer une démarche de traitement des incertitudes paramétriques et des incertitudes de modèle affectant les résultats des indicateurs de risque utilisés dans les applications des Etudes Probabilistes de Sûreté nucléaire (EPS). Après étude des limites de l’approche probabiliste traditionnelle pour modéliser les incertitudes dans les EPS, une méthodologie de traitement dans le cadre de la théorie de Dempster-Shafer a été proposée. Cette démarche se décompose en cinq étapes principales. La première étape concerne la modélisation des incertitudes paramétriques par les fonctions de croyance et de plausibilité selon les données fournies dans les EPS. La second étape correspond à la propagation des ces incertitudes à travers le modèle de risque pour représenter les incertitudes associées aux indicateurs de risque calculés en sortie. Les incertitudes de modèle sont ensuite intégrées dans la troisième étape en prenant en compte des modèles de risque alternatifs. La quatrième étape a pour objectif de fournir aux décideurs des informations nécessaires pour la prise de décision en présence d’incertitudes (paramétriques et de modèle) et d’autre part d’identifier les incertitudes d’entrée ayant des contributions importantes sur le résultat. Enfin, la dernière étape boucle le processus en étudiant la mise à jour des fonctions de croyances en présence des nouvelles données. La méthodologie proposée a été mise en œuvre sur une application réelle simplifiée du modèle EPS
The aim of this thesis is to propose an approach to model parameter and model uncertain-ties affecting the results of risk indicators used in the applications of nuclear Probabilistic Risk assessment (PRA). After studying the limitations of the traditional probabilistic approach to represent uncertainty in PRA model, a new approach based on the Dempster-Shafer theory has been proposed. The uncertainty analysis process of the pro-posed approach consists in five main steps. The first step aims to model input parameter uncertainties by belief and plausibility functions ac-cording to the data PRA model. The second step involves the propagation of parameter uncertainties through the risk model to lay out the uncertainties associated with output risk indicators. The model uncertainty is then taken into account in the third step by considering possible alternative risk models. The fourth step is intended firstly to provide decision makers with information needed for decision making under uncertainty (parametric and model) and secondly to identify the input parameters that have significant uncertainty contributions on the result. The final step allows the process to be continued in loop by studying the updating of beliefs functions given new data. The pro-posed methodology was implemented on a real but simplified application of PRA model
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Cistâkov, Andrej. „Etude du potentiel de transmutation et des caractéristiques de sûreté d'un système hybride : accélérateur - réacteur sous critique“. Aix-Marseille 1, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX11038.

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L'objectif de la presente these est d'etudier le potentiel de transmutation des dechets radioactifs dans des systemes innovants de type reacteur hybride. La description generale de differents projets concernant ce systeme est presentee. Les parametres physiques de base, comme le surplus neutronique et l'importance de la source externe sont expliques. Pour ces parametres, les valeurs numeriques ont ete evaluees. On a indique l'avantage du systeme a neutrons rapides du au surplus neutronique eleve. Le modele d'equilibre et les toxicites de differents isotopes et de cycles nucleaires sont presentes. Pour valider le modele, les evaluations numeriques de la convergence vers l'etat d'equilibre sont effectuees. L'analyse detaillee de la consommation de neutrons par les produits de fission a vie longue transmutables (comme tc, i et cs) montre la possibilite d'incineration ces isotopes dans les reacteurs hybrides a spectre rapide dedies. Les etudes sur la situation d'equilibre montrent l'importance des pertes au retraitement. Les relations entre les inventaires specifiques (la masse normalisee par l'energie) du combustible dans les reacteurs thermiques et rapides ont ete analysees. Les ecarts sont relativement faibles. Finalement, certains projets de reacteurs hybrides avec des objectifs differents sont etudies. Ils permettent, apres avoir etabli quelques scenarios de parc nucleaire de montrer leur capacite a reduire la radiotoxicite. L'analyse preliminaire des accidents dans le reacteur sous-critique montre le grand potentiel de ce systeme dans les transitoires neutroniques rapides du cur, meme si des etudes approfondies sont necessaires.
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Pometko, Serguei͏̈. „Modélisation, dans un logiciel de sûrete, du comportement d'un bain liquide de matériaux fondus au cours d'un accident grave dans un coeur de réacteur“. Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11004.

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L'objectif de cette these etait de comprendre les mecanismes du transfert de chaleur dans les bains de corium et de proposer une modelisation coherente de ce phenomene tres important pour le scenario d'un accident grave dans les logiciels de surete nucleaire. Le modele devait retrouver a la fois la distribution de temperature dans le bain et le profil de flux a la paroi caracteristiques de la convection naturelle, sans avoir recours a la resolution des equations de navier-stokes, trop lourde pour un logiciel de surete. La modelisation que nous avons proposee consiste a determiner un champ de vitesses schematique dans le bain, sur un maillage simple, a l'aide des correlations de la couche limite existantes. Ce champ de vitesses est utilise ensuite dans la resolution numerique de l'equation transitoire de bilan d'energie, contenant le terme convectif. Pour calculer les echanges thermiques avec les parois, les correlations experimentales existantes sont utilisees. La qualification du modele a ete faite sur des essais en eau et en uo#2, et par comparaison a des calculs numeriques avec un logiciel specialise de thermohydraulique. Le modele a ete etendu ensuite de facon a pouvoir traiter un bain stratifie: bain d'oxydes au-dessous et bain de metaux au-dessus. Trois modeles complementaires ont ete introduits pour la representation de l'echange thermique et de la formation d'une croute oxyde a l'interface entre le bain metallique et le bain d'oxydes. Une methode d'integration appropriee du modele du bain homogene au logiciel de degradation du cur icare2 (ipsn) a ete developpee. Les calculs effectues avec le modele integre a icare2 ont clairement demontre le bon fonctionnement du modele propose, une fois integre, ainsi que l'importance de la prise en compte de la convection naturelle dans un bain
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Maury, Cécile. „Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaire à neutrons rapides refroidis au sodium“. Paris 6, 2012. http://www.theses.fr/2012PA066428.

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Andriolo, Lena. „Impact des combustibles sphere-pac innovants sur les performances de sûreté des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium“. Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015GREAI067/document.

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Les futurs réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) doivent remplir les critères GEN-IV à savoir présenter des qualités d'économie, de sûreté améliorée, de résistance à la prolifération et de minimisation des déchets. Ce projet de thèse est dédié à l'étude de l'impact des combustibles innovants (spécialement le combustible oxyde sphere-pac chargé en actinides mineurs) sur les performances de sûreté des RNR-Na dédiés à la transmutation.Le code de calcul SIMMER-III, développé à l'origine pour les phases avancées d'un accident grave, est utilisé pour les simulations. Ce code a été étendu dans le cadre de cette thèse afin d'améliorer la simulation de la phase primaire de l'accident, en introduisant le traitement des effets en réactivité liés à la dilatation du cœur et les spécificités du combustible sphere-pac (conductivité thermique, gap). Les transitoires complets (de la phase d'initiation aux phases avancées) sont simulés avec cette version étendue du code. Dans le cadre de cette thèse, les propriétés thermiques du combustible sphere-pac ont été modélisées et adaptées à SIMMER. Une méthodologie innovante tenant compte des effets en réactivité liés à la dilation thermique du cœur dans un maillage Eulérien et dans le cadre de la cinétique spatiale a ensuite été développée. A chaque pas de temps, les dimensions et densités dilatées sont calculées pour chaque cellule suite aux variations de températures. Des facteurs correctifs sont appliqués aux densités dilatées pour obtenir une configuration équivalente (en réactivité) ayant les dimensions non-dilatées et des densités modifiées. De nouvelles sections efficaces sont calculées à partir de ces densités et l'effet en réactivité lié à la dilatation est calculé. Les résultats sont prometteurs pour des dilatations uniformes et non-uniformes. Des limitations dans le cas de dilatations non-uniformes ont été identifiées et des calculs neutroniques ont été effectués en vue de futurs développements SIMMER. Les résultats préliminaires sont encourageants. Enfin, deux cœurs RNR-Na, issus du précédent projet CP-ESFR, ont été modélisés avec des combustibles sphere-pac : le Working Horse et le CONF2 (présentant un plénum sodium élargi pour une diminution de l'effet de vide sodium). Des analyses de sûreté ont été effectuées afin de fournir une première évaluation du comportement du combustible sphere-pac comparé au combustible pastille. Les deux options sont analysées en situation nominale et accidentelle (accident de perte de débit primaire) en début de vie du cœur et après irradiation. Les analyses révèlent deux phases à considérer en début de vie pour le combustible sphere-pac. Au démarrage du réacteur, ce combustible n'est pas restructuré et sa conductivité thermique est très inférieure à celle du combustible pastille. Après quelques heures sous irradiation, il se restructure suite aux importants gradients de température, ce qui améliore sa conductivité. Il se comporte alors de façon similaire au combustible pastille. Ce travail a également permis d'évaluer le comportement accidentel du cœur CONF2 qui subit un transitoire doux, prouvant que le large plénum sodium prévient efficacement de larges insertions de réactivité positive. Cependant, avec l'ajout d'américium ou suite à l'irradiation, des excursions de puissance et de réactivité plus prononcées sont observées. Ce travail a permis de démontrer que le combustible sphere-pac ne semble pas causer de problèmes de sûreté spécifiques comparé au combustible pastille, dans les conditions de simulations actuelles. La prise en compte des effets en réactivité liés à la dilatation du cœur avec cette version étendue de SIMMER retarde et réduit le potentiel énergétique lors d'un accident. Les analyses confirment également l'action atténuante du plénum sodium sur les transitoires conduisant à la vidange du sodium du coeur. Le comportement du combustible sphere-pac dans ces conditions ouvre une perspective à son utilisation en RNR-Na
Future sodium cooled fast reactors (SFRs) have to fulfill the GEN-IV requirements of enhanced safety, minimal waste production, increased proliferation resistance and high economical potential. This PhD project is dedicated to the evaluation of the impact of innovative fuels (especially minor actinides bearing oxide sphere-pac fuels) on the safety performance of advanced SFRs with transmutation option. The SIMMER-III code, originally tailored to mechanistically analyze later phases of core disruptive accidents, is employed for accident simulations. During the PhD project, the code has been extended for a better simulation of the early accident phase introducing the treatment of thermal expansion reactivity effects and for taking into account the specifics of sphere-pac fuels (thermal conductivity and gap conditions). The entire transients (from the initiating event to later accident phases) have been modeled with this extended SIMMER version. Within this PhD work, first the thermo-physical properties of sphere-pac fuel have been modeled and casted into SIMMER-III. Then, a new computational method to account for thermal expansion feedbacks has been developed to improve the initiation phase modeling of the code. The technique has the potential to evaluate these reactivity feedbacks for a fixed Eulerian mesh and in a spatial kinetics framework. At each time step, cell-wise expanded dimensions and densities are calculated based on temperature variations. Density factors are applied to the expanded densities to get an equivalent configuration (in reactivity) with original dimensions and modified densities. New cross sections are calculated with these densities and the reactivity of the equivalent configuration is computed. The developed methods show promising results for uniform and non-uniform expansions. For non-uniform expansions, model improvement needs have been identified and neutronics simulations have been carried out to support future SIMMER extensions. Preliminary results are encouraging. In the third part of the PhD, two core designs with conventional and sphere pac fuels are compared with respect to their transient behavior. These designs were established in the former CP-ESFR project: the working horse core and the optimized CONF2 core (with a large sodium plenum above the core for coolant void worth reduction). The two fuel design options are compared for steady state and transient conditions (Unprotected Loss of Flow accident, ULOF) either at beginning of life (BOL) or under irradiated conditions. Analyses for sphere-pac fuel reveal two main phases to consider at BOL. At start-up, the non-restructured sphere-pac fuel shows a low thermal conductivity compared to pellet fuel of same density. However, the fuel restructures quickly (in a few hours) due to the high thermal gradients and its thermal conductivity recovers. The fuel then shows a behavior close to the pellet one. The study also shows that the CONF2 core leads to a very mild transient for a ULOF accident at BOL. The large upper sodium plenum seems to effectively prevent large positive reactivity insertions. However, stronger reactivity and power peaks are observed under irradiated conditions or when americium is loaded in the core and lower axial blanket. This PhD work demonstrates, under current simulation conditions, that sphere-pac fuels do not seem to cause specific safety issues compared to standard pellet fuels, when loaded in SFRs. The accurate simulation of core thermal expansion reactivity feedbacks by means of the extended SIMMER version plays an important role in the accident timing (simulations confirm the expected delay in the first power peak) and on the energetic potential compared to the case where these feedbacks are omitted. The analyses also confirm the mitigating impact of a large sodium plenum on transients with voiding potential. The behavior of sphere-pac fuel in these conditions opens a perspective to its practical application in SFRs
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Bücher zum Thema "Sûreté des réacteurs nucléaires"

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Commission canadienne de sûreté nucléaire. Rapport national du Canada pour la Convention sur la sûreté nucléaire: Deuxième réunion d'examen de la Convention. Ottawa, Ont: Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2001.

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2

Commission canadienne de sûreté nucléaire. Les programmes informatiques utilisés lors de la conception et des analyses de sûreté des centrales nucléaires et des réacteurs de recherche. Ottawa, Ont: Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2000.

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3

Commission, Canadian Nuclear Safety. Canadian national report for the Convention on Nuclear Safety: Second review meeting. Ottawa: Canadian Nuclear Safety Commission, 2001.

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4

Blanc, Daniel. Noyaux, particules, réacteurs nucléaires. Paris: Masson, 1986.

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5

Blanc, Daniel. Les réacteurs atomiques. Paris: Presses universitaires de France, 1986.

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6

européennes, Commission des Communautés. La sécurité nucléaire dans la Communauté européenne. Luxembourg: Office des publications officielles des Communautés européennes, 1985.

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7

Glasstone, Samuel. Nuclear reactor engineering. Malabar, Fla: Krieger Pub. Co., 1991.

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8

Commission canadienne de sûreté nucléaire. Donner, réviser et recevoir un ordre sous le régime de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Ottawa, Ont: Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2003.

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9

Journé, Benoit. Les organisations complexes à risques: Gérer la sûreté par les ressources. Etude de situations de conduite de centrales nucléaires. Grenoble: A.N.R.T, Université Pierre Mendes France (Grenoble II), 1999.

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10

Liu, Chengxin, und Baoshan Chen. Qing shui dui ran liao yuan jian. Beijing: Hua xue gong ye chu ban ye, 2007.

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Buchteile zum Thema "Sûreté des réacteurs nucléaires"

1

BOUFFARD, Serge, und Nathalie MONCOFFRE. „Les outils d’irradiation“. In Les matériaux du nucléaire sous irradiation, 255–71. ISTE Group, 2024. http://dx.doi.org/10.51926/iste.9148.ch9.

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Ce chapitre présente les outils d’irradiation qui permettent de simuler le vieillissement des matériaux du nucléaire en se rapprochant au mieux des conditions réelles, ce qui est indispensable pour la sûreté des installations nucléaires. Il discute en particulier de l’intérêt des accélérateurs, des réacteurs expérimentaux, des sources gamma et du dopage par des éléments radioactifs pour l’étude de ces matériaux.
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„6 La sûreté des réacteurs nucléaires“. In Le nucléaire expliqué par des physiciens, 87–102. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-0938-7-009.

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3

„6 La sûreté des réacteurs nucléaires“. In Le nucléaire expliqué par des physiciens, 87–102. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-0938-7.c009.

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4

„Chapitre 10 Le retour d’expérience des réacteurs de recherche français“. In Éléments de sûreté nucléaire, 201–34. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2344-4-014.

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5

„Chapitre 7 La sûreté pour les réacteurs de recherche français“. In Éléments de sûreté nucléaire, 117–74. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2344-4-011.

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6

„Chapitre 10 Le retour d’expérience des réacteurs de recherche français“. In Éléments de sûreté nucléaire, 201–34. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2344-4.c014.

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7

„Chapitre 7 La sûreté pour les réacteurs de recherche français“. In Éléments de sûreté nucléaire, 117–74. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2344-4.c011.

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8

„Chapitre 4 Le retour d’expérience international pour les réacteurs de recherche“. In Éléments de sûreté nucléaire, 65–74. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2344-4-008.

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9

„Chapitre 5 Évolution du parc des réacteurs de recherche en France“. In Éléments de sûreté nucléaire, 77–102. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2344-4-009.

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10

„Chapitre 4 Le retour d’expérience international pour les réacteurs de recherche“. In Éléments de sûreté nucléaire, 65–74. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2344-4.c008.

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Konferenzberichte zum Thema "Sûreté des réacteurs nucléaires"

1

Feron, Fabien. „Les objectifs et exigences de sûreté des nouveaux réacteurs en France. Lien avec le réacteur EPR de Flamanville 3“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur01.

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2

Bicail, Jérôme. „EPR FA3 : Avancement du projet et sûreté de réalisation“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur09.

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3

Herviou, K. „EPR FA3 : retour d’expérience de l’analyse de sûreté et premières leçons de Fukushima“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur03.

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4

Feron, Fabien. „WENRA views on new reactors“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur02.

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5

Messer, Nathalie, und François Bouteille. „Prise en compte des exigences applicables aux réacteurs de 3èmegénération dans la conception de l’EPR“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur04.

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6

Gorgemans, Julie. „Westinghouse AP1000® Plant a generation III+ REACTOR“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur05.

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7

Verdier, Antoine. „Main safety features of the ATMEA1 reactor and robustness to extreme situations“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur06.

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8

Mattei, Jean-Marie. „Examen des options de sureté du reacteur ATMEA1“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur07.

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9

Fourest, Bernard. „Pour une harmonisation des processus d’autorisation des modèles de réacteurs en Europe“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur08.

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10

Gorgemans, Julie. „Safety during design finalization and implementation for the AP1000® plant“. In Sûreté des réacteurs nucléaires de 3ème génération. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2013. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2013sur10.

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