Bibliografie tematiche / Accident grave de réacteur

Letteratura scientifica selezionata sul tema "Accident grave de réacteur"

Autore: Grafiati

Pubblicato: 8 giugno 2024

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Articoli di riviste sul tema "Accident grave de réacteur":

Quéniart, D. "Sûreté des réacteurs à eau et accidents graves". Revue Générale Nucléaire, n. 1 (gennaio 1997): 6–8. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/19971006.

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Lauret, Philippe, e Michel Yvon. "La prise en compte des accidents graves dans la conception du réacteur européen à eau sous pression (EPR)". Revue Générale Nucléaire, n. 1 (gennaio 1997): 12–17. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/19971012.

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Verrey, B., Y. Leo e P. Fouillaud. "Réacteur Silene: outil adapté aux études appliquées à l'effet des moyennes et fortes doses". Canadian Journal of Physiology and Pharmacology 80, n. 7 (1 luglio 2002): 750–53. http://dx.doi.org/10.1139/y02-094.

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Abstract (sommario):

Designed in 1974 to study the phenomenology and consequences of a criticality accident, the SILENE experimental reactor, an intense source of mixed neutron and gamma radiation, is also suited to radiobiological studies.Key words: radiation, neutron, gamma, SILENE.

Auzepy, P., L. Graïni e V. Dechaubry. "Accident hémorragique grave par interaction josamycine-acénocoumarol". Réanimation Urgences 2, n. 2 (gennaio 1993): 120–23. http://dx.doi.org/10.1016/s1164-6756(05)80357-3.

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Angelini, Eileen M. "Suite à un accident grave de voyageur by Éric Fottorino". French Review 87, n. 3 (2014): 285–86. http://dx.doi.org/10.1353/tfr.2014.0409.

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Courtois-Amiot, Pauline, Hélène Levassort, Joana Santos Forjaz, Agathe Raynaud-Simon e Sophie Lacaille. "La pneumopathie lipidique, un accident iatrogène grave aux laxatifs lubrifiants". Soins Gérontologie 27, n. 154 (marzo 2022): 43–45. http://dx.doi.org/10.1016/j.sger.2021.12.009.

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Le Guen, H., C. Halbert, C. Gras Le Guen e M. Coulange. "Accident barotraumatique grave chez un enfant lors d’un baptême de plongée". Archives de Pédiatrie 19, n. 7 (luglio 2012): 733–35. http://dx.doi.org/10.1016/j.arcped.2012.04.014.

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Vasilopoulos, Konstantinos, Michalis Mentzos, Ioannis Sarris e Panagiotis Tsoutsanis. "Computational Assessment of the Hazardous Release Dispersion from a Diesel Pool Fire in a Complex Building’s Area". Computation 6, n. 4 (13 dicembre 2018): 65. http://dx.doi.org/10.3390/computation6040065.

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Abstract (sommario):

A hazardous release accident taking place within the complex morphology of an urban setting could cause grave damage both to the population’s safety and to the environment. An unpredicted accident constitutes a complicated physical phenomenon with unanticipated outcomes. This is because, in the event of an unforeseen accident, the dispersion of the hazardous materials exhausted in the environment is determined by unstable parameters such as the wind flow and the complex turbulent diffusion around urban blocks of buildings. Our case study focused on a diesel pool fire accident that occured between an array of nine cubical buildings. The accident was studied with a Large eddy Simulation model based on the Fire Dynamics Simulation method. This model was successfully compared against the nine cubes of the Silsoe experiment. The model’s results were used for the determination of the immediately dangerous to life or health smoke zones of the accident. It was found that the urban geometry defined the hazardous gasses dispersion, thus increasing the toxic mass concentration around the buildings.

Meng, Yunwei. "Estimation of Crash Severity on Mountainous Freeways in Chongqing". Mathematical Problems in Engineering 2017 (2017): 1–8. http://dx.doi.org/10.1155/2017/9764309.

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Abstract (sommario):

Mountainous freeways always suffer from accidents due to special terrain, weather conditions, driving environment, and so on. Based on the records of 898 accidents that occurred on mountainous freeways in Chongqing during the past 6 years, the partial proportional odds model is used to identify the factors affecting the accident severity. The time of the accident, season, involvement of trucks, accident characteristics, speeding, maximum driving experience of involved drivers, and weather and road conditions are found to be important for the levels of accident severity. Zero to 6 a.m. and 19 to 24 p.m. are the times prone to serious traffic accidents. The probability of serious traffic accidents in summer and autumn is greater than that in spring and winter. Once a truck is involved in an accident, the consequence is often more severe. Turnover and speeding will result in a grave accident. When there is an experienced driver, the probability of serious traffic accidents is low. The fog is extremely unfavorable weather conditions. The probability of serious accident happening in the downgrade, ramp, curve, bridge, and tunnel sections is greater than the others. The results aim to provide valuable reference for traffic safety on mountainous freeways.

Raymond, P., e I. Szabo. "L'étude de solutions alternatives pour la gestion des accidents graves pour les REP. Les objectifs du programme « Innovation - Réacteurs du Futur » du CEA". Revue Générale Nucléaire, n. 1 (gennaio 1997): 61–66. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/19971061.

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Più fonti

Tesi sul tema "Accident grave de réacteur":

Lacoue-Nègre, Marion. "Chimie de l’iode dans le circuit primaire d’un réacteur nucléaire en situation d’accident grave : étude de mélanges CsI/MoO3 sous vapeur d’eau". Thesis, Lille 1, 2010. http://www.theses.fr/2010LIL10163/document.

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Abstract (sommario):

En cas d’accident grave sur un réacteur à eau sous pression, l’évaluation de la quantité d’iode susceptible d’être rejetée dans l’environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et du caractère volatil de cet élément. A ce jour, les connaissances acquises et les modèles utilisés ne permettent pas de rendre compte complètement du comportement de l’iode observé lors d’essais à grande échelle (programme PHEBUS-FP). Ces essais ont mis en évidence le rôle de la chimie hydrothermale de produits de fission (PF) tels que Cs et Mo sur la formation d’iode gazeux dans le circuit primaire. Des expériences de laboratoire dans un montage spécialement conçu reproduisent la chimie de mélanges CsI/MoO3 sous vapeur d’eau entre 1600 et 150°C. Les analyses globales (ICP-MS, DRX) et locales (MEBE-EDX, microspectrométrie Raman) ont permis d’identifier CsI, MoO3,xH2O et Cs2MonO3n+1 (n=1,2,3,5,7) dans les particules d’aérosols submicroniques collectés à 150°C. La formation des molybdates de césium Cs2MonO3n+1 conduit à la présence d’iode en phase gazeuse à 150°C. La modélisation de la chimie et du transport des espèces gazeuses et particulaires du système {I, Cs, Mo, O, H}. dans la ligne expérimentale a été réalisée à l’aide du code de calcul SOPHAEROS. La comparaison des résultats expérimentaux et des résultats des simulations met en avant des écarts, en particulier sur la prévision de la quantité d’iode gazeux présente à 150°C
Iodine and cesium radio nuclides constitute important fission products (FP) of 235U. If the volatile forms (gas, aerosol) of FP would be released into the environment during a hypothetical severe accident of pressurized water reactor (PWR), a potential health hazard would be the ensue. Understanding their behaviors is an important prerequisite for planning appropriate mitigation measures. Severe reactor accident simulations are conducted in several tests of the international PHEBUS-FP program. The suspected connection existing between FP such as Cs, Mo and I, hydrothermal chemistry and its role on the iodine speciation in the primary circuit of reactor coolant system are highlighted. An experimental setup was developed to study the chemical behavior of CsI/MoO3 mixtures at 1600°C under steam and then during the steam cooling to 150 °C. These hydrothermal conditions are representative of the primary circuit of PWR. The analyses using ICP-MS, powder XRD, MEBE-EDX and Raman microspectrometry identify submicrometric aerosol particles as CsI, MoO3.xH2O and Cs2MonO3n+1 (n=1, 2, 3, 5, 7) according to the starting CsI/MoO3 ratio. The formation of Cs2MonO3n+1 induces the generation of gaseous iodine. This later result is in agreement with PHEBUS-FP experiments. The simulations of vapor phase chemistry and aerosol phenomena of the {I, Cs, Mo, O, H} system in the experimental setup were carried out using the SOPHAEROS code based on the thermodynamic chemical equilibriums. Some discrepancies were observed between experimental and simulated results, particularly for Mo rich particles and the volatile iodine species release

Sanchez-Brusset, Mathieu. "Mécanismes d'oxydation de l'acier liquide lors de l'Interaction Corium-Béton à haute température en cas d'accident grave de réacteur nucléaire". Thesis, Perpignan, 2015. http://www.theses.fr/2015PERP0015/document.

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Abstract (sommario):

En cas d' accident grave de réacteur nucléaire, la perte de réfrigérant peut conduire à la formation d'un mélange liquide à haute température (T>2500K) constitué majoritairement du combustible nucléaire et des matériaux de structure (corium). En cas de rupture de la cuve, le corium est susceptible d'interagir avec le béton de l'enceinte de confinement. Au contact du béton, la présence d'acier liquide modifie les processus d'ablation du béton et entraine une production de H2 et CO. Les objectifs de cette thèse étaient de déterminer la cinétique d'oxydation de l'acier liquide dans ces conditions, et d'identifier les mécanismes prépondérants. Pour répondre à ces objectifs, trois volets ont été développés: une approche à l'équilibre thermodynamique, des expériences analytiques à effets séparés et des expériences intégrales avec du corium prototypique. L'analyse des expériences intégrales montre que les gaz relâchés par le béton ne sont pas les seules sources d'oxydation, mais qu'une source d'oxydation extérieure au béton participe aux mécanismes d'oxydation. Les expériences analytiques ainsi que les calculs à l'équilibre thermodynamique ont montré que le corium, par sa capacité à devenir sur-stoechiométrique, est une source d'oxydation supplémentaire. Au contraire, les oxydes du béton ne participent pas au mécanisme d'oxydation. Le mécanisme d'oxydation de l'acier liquide est basé sur une oxydation relativement forte du chrome et du fer. Le nickel n'est pas oxydé, et serait consommé préférentiellement par Évaporation d'après les calculs thermodynamiques. L'étude cinétique de l'oxydation a permis d'une part d'établir deux lois cinétiques d'oxydation par O2 et CO2 et d'autre part de proposer une modélisation de la cinétique d'oxydation de l'acier lors des essais intégraux
In case of severe nuclear accident, the loss of coolant leads to the formation of a high temperature liquid mixture (T>2500K) of nuclear fuel and structural materials inside the vessel. After the vessel failure, the corium could interact with the concrete of the reactor pit. The metallic phase inside the corium during corium-concrete interaction, changes the ablation processes and release H2 and CO. The aim of the PhD thesis was to study the kinetics and mechanisms of the liquid steel oxidation during corium-concrete interaction. In this way, the study was divided in three parts: with calculations at the thermodynamic equilibrium, with analytical experiments and with prototypical experiments. The results of oxidation analyses during prototypical experiments show that gases inside the concrete are not the only one source of oxidation and that another source outside the concrete have to participate to the oxidation mechanism. The analytical experiments and the thermodynamic approach show that the corium can oxidize the metallic phase whereas the concrete oxides cannot. The oxidation mechanism of liquid steel is based on high chromium and iron oxidation leading to their depletion. Oxidation of nickel does not occur, it would be mainly evaporated according to the thermodynamic calculations. Thanks to the kinetic study, the rates of the liquid steel oxidation by O2 et CO2 have been found and a phenomenological model have been proposed to estimate the steel oxidation during the prototypical experiments

Belloni, Julien. "Modélisation des phénomènes de dissolution lors des phases précoces et avancées d'un accident grave de réacteur nucléaire". Phd thesis, Ecole Centrale Paris, 2009. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00453295.

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Abstract (sommario):

Cette thèse porte sur la modélisation des phénomènes de dissolution lors de la phase précoce d'un accident grave de réacteur nucléaire. L'étude s'intéresse à la dissolution de céramiques solides (ZrO2 et UO2) par un métal liquide (Zr). En cas d'hypothétique accident grave dans un Réacteur à Eau Pressurisée, les phénomènes de dissolution jouent un rôle primordial dans l'aggravation de la dégradation et la fusion des oxydes à des températures parfois largement inférieures à leur température de fusion normale. Cela concerne en particulier les principaux constituants des crayons combustibles : les pastilles d'UO2 ainsi que la couche de ZrO2 formée sur la surface externe de la gaine qui vont subir une dissolution par le zircaloy des gaines à partir de 2100 K (la température de fusion de ces oxydes étant supérieure à 2800 K). Dans l'état actuel des connaissances, on peut supposer que les phénomènes de dissolution sont responsables, d'une part, de l'effondrement prématuré des crayons combustibles dans le cœur et, d'autre part, de la formation rapide d'un bain liquide en fond de cuve si des oxydes de fer sont présents. De nombreuses études expérimentales ont été menées sur ce sujet mais la modélisation n'est pas encore satisfaisante à ce jour. Les modèles actuels sont essentiellement des modèles 1D qui ne prennent pas en compte de façon explicite la convection naturelle ni la présence d'une zone de transition diphasique au niveau de l'interface métal / céramique. Un modèle 2D, décrivant les transferts de quantité de mouvement, de chaleur et de masse, établi par prise de moyenne volumique des équations microscopiques de transport a été développé. Ce modèle est basé sur des hypothèses d'équilibre thermique local et de non-équilibre massique local et s'inspire d'un modèle de solidification de mélanges binaires (P. Bousquet-Mélou, 2000). Sur le plan théorique, l'approche est identique. Cependant, la dissolution introduit des contraintes physico-numériques supplémentaires qu'il a fallu prendre en compte. La prise en compte des deux aspects mentionnés (convection et zone diphasique) constitue une nouveauté significative par rapport aux modèles existants. Le modèle a été ensuite étendu au cas ternaire grâce à des développements nouveaux permettant de résoudre certaines difficultés supplémentaires (ajout d'une équation d'espèce, relations d'équilibre non bijectives, plusieurs coefficients de diffusion à déterminer, indétermination sur les flux à l'interface, densité du solide non constante...) afin d'étudier la dissolution UO2 / Zr. Une validation des modèles obtenus est faite à partir de résultats expérimentaux de dissolution de creusets en ZrO2 et UO2 par le zircaloy liquide et montrent la bonne qualité prédictive de notre modèle.

Garnier, Nadine. "Modélisation des lits de débris pouvant apparaître lors d'un accident grave survenant sur un réacteur à eau pressurisée". Aix-Marseille 2, 1994. http://www.theses.fr/1994AIX22008.

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Abstract (sommario):

Suite a l'accident de tree miles island survenu en 1979 sur un reacteur a eau pressurisee de nombreuses etudes ont ete lancees sur les phenomenes de degradation dus a une perte de refrigerant entrainant la fusion du cur. Beaucoup de travaux ont ete faits sur la phase dite d'assechement. Par contre tres peu d'etudes ont ete realisees sur la phase finale durant laquelle les temperatures de fusion des differents composants du cur (barre de controle, gaines en zircaloy, combustible,. . . ) ont ete atteintes conduisant a la formation d'un lit de debris. Le but de ce travail de recherche fut de developper un modele mecaniste decrivant l'evolution thermique, mecanique et chimique du lit de debris. Ce modele s'appuie sur les equations de conservation de la masse et de l'energie ainsi que sur l'equation de darcy. Les echanges thermiques par conduction entre le corium (materiaux fondus) et les debris solides ont ete pris en compte dans les equations de conservation ainsi que les echanges par conduction entre les debris et les structures (crayons, boitiers, plaques et grilles) et au sein du lit de debris entre les particules solides. L'oxydation des debris solides supposes de geometrie spherique a ete modelisee. Ce modele a ete introduit dans le code de degradation icare2 et valide sur la premiere experience mp-1 des essais melt progression realises aux laboratoires de sandia (usa)

Martin, Franck. "La nucléation homogène : étude des intéractions vapeurs-aérosols dans le circuit primaire d'un réacteur nucléaire lors d'un accident grave". Aix-Marseille 1, 1997. http://www.theses.fr/1997AIX11007.

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Abstract (sommario):

Cette these porte sur la modelisation de la formation de particules par condensation en masse ou nucleation homogene. L'application principale concerne le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression en situation accidentelle. On a tout d'abord presente une revue des modelisations thermodynamiques existantes de la nucleation homogene dans la litterature ainsi que celle que nous avons amelioree. Le modele qui semble le mieux convenir, pour des calculs appliques, est le modele de girshick et chiu qui allie simplicite et precision. Puis on a decrit les modeles et les approches qui nous ont permis d'ecrire un logiciel de calcul de la nucleation homogene pour un ecoulement dans un tube. Un systeme d'equations a ete mis au point pour une approche par les moments de la distribution, qui permet de s'affranchir des calculs par classes de taille ou en supposant la distribution monodispersee. L'application de notre module de calcul aux experiences aerodevap nous permet de constater que le programme aerodevap n'est pas bien adapte a des calculs de nucleation homogene. Les essais aerodevap ne nous permettent donc pas de conclure sur la justesse de nos modelisations. C'est pourquoi nous avons developpe une approche microscopique ou simulation numerique de la nucleation homogene qui donne des resultats tres similaires a ceux obtenus par l'approche macroscopique de girshick et chiu. On peut donc considerer que l'on a apporte par cette approche un argument de validation des modeles macroscopiques. Enfin l'application d'un code de calcul comme sophaeros nous permet de verifier notre module de calcul et de mettre en evidence ses limites et ses aptitudes dans son etat actuel. En conclusion, il semble donc necessaire d'implanter un module de nucleation homogene dans les codes de calculs aerosols comme sophaeros. Le modele de girshick et chiu, avec une approche par classe de taille et en tenant compte de toutes les interactions entre les phenomenes, semble bien adapte

Pieraccini, Michel. "Contribution à la vérification et à l'amélioration des modèles d'oxydation d'un coeur de réacteur à eau pressurisée lors d'un accident grave". Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11005.

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Abstract (sommario):

Depuis l'accident de tmi-2 aux etats-unis en 1979, de nombreuses experiences ont ete realisees a travers le monde pour mieux comprendre les principaux processus de degradation d'un cur de reacteur a eau pressurisee. Parallelement, un travail de modelisation a debouche sur l'elaboration de codes de calcul (code icare2 a l'ipsn). L'oxydation du zircaloy des gaines de crayons combustibles s'avere etre le phenomene cle qui, par ses consequences (forte production de chaleur, degagement d'hydrogene, perte d'integrite du gainage), conditionne la suite du processus de degradation. C'est dans cette optique que cette these a ete proposee, ayant pour objectif principal, la comprehension, la validation et l'amelioration des modeles d'oxydation existants. Deux aspects ont ete successivement abordes: oxydation de gaines intactes et oxydation de gaines fragilisees. Dans le premier cas, un modele utilisant la correlation d'urbanic-heidrick a donc ete elabore pour ameliorer la convergence au pas de temps du code icare2 lors d'emballements violents de temperature. Les resultats montrent une bonne convergence au pas de temps quelle que soit la valeur de ce dernier et meme pour des taux d'echauffement superieurs a 35c/s. Dans le cas de l'oxydation de gaines fragilisees (par exemple a la suite d'une trempe), aucun modele satisfaisant ni de donnees specifiques du probleme ne sont actuellement disponibles. Durant ce travail, un modele semi empirique a malgre tout ete developpe et valide sur la base de l'essai phebus-csd-b9r2. Cette premiere approche montre que l'on obtient de bons accords calculs-experiences. Des experiences allemandes actuellement en preparation et specifiques de ce phenomene permettront de valider ce modele sur une gamme plus etendue de conditions et de fournir les donnees necessaires pour une modelisation plus mecaniste du phenomene d'oxydation de gaines fragilisees

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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Abstract (sommario):

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

Mouly, Aude. "Modélisation de la formation et de la détente rapide d'une bulle polyphasique pour l'évaluation des conséquences d'un accident grave de RNR_Na". Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2022. http://www.theses.fr/2022LORR0362.

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Abstract (sommario):

Une nouvelle génération de réacteurs est aujourd'hui développée pour répondre aux enjeux économiques, environnementaux et sociétaux du 21e siècle. Parmi les différents concepts retenus pour créer cette quatrième génération, les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) sont étudiés dans le cadre de cette thèse. Ce sont les seuls réacteurs de quatrième génération présentant déjà un retour d'expérience considérable en France. Afin de répondre aux objectifs de sûreté de cette nouvelle génération, la démarche d'étude de sûreté doit être adaptée dès les phases de préconception et de conception afin d'y intégrer les accidents graves et ainsi identifier puis définir les moyens de limitation de leurs conséquences. Ces travaux de thèse se positionnent dans la dynamique des travaux effectués au CEA contribuant au développement de cette démarche de sûreté par l'étude et la modélisation de la phase d'expansion d'un accident grave en RNR-Na. L'objectif de la thèse est de réaliser un outil de calcul traitant des phénomènes physiques pertinents lorsqu'un bain fondu de matériaux est surchauffé par une excursion de puissance dans le cœur entraînant la formation et la détente rapide d'une bulle de vapeur de sodium et de matériaux surchauffés. Suite à l'étude détaillée de l'état de l'art des différentes phénoménologies présentes au cours de la phase d'expansion, des analyses dimensionnelles des processus physiques impliqués sont effectuées afin d'identifier ceux qui sont prépondérants. Sur la base de ces analyses, une modélisation est ensuite développée puis intégrée dans un outil de calcul, dont l'objet est de déterminer et de hiérarchiser l'ensemble des contributions aux chargements mécaniques de la cuve d'un RNR-Na en fonction des configurations accidentelles simulées. Une étape de validation de l'outil est réalisée au travers de tests à effets séparés, de tests globaux à l'aide de résultats d'expériences et de résultats de calculs issus d'autres codes de calcul validés. Enfin, des études de conception paramétriques sont menées afin de quantifier la variabilité des résultats par rapport aux choix de modélisation et aux incertitudes des scénarios et des données physiques
A new generation of nuclear reactor is nowadays developed in order to take into account the economic, environmental and societal stakes of the 21th century. Among the different concepts taking part of the fourth generation, the sodium fast reactors (SFR) are studied in this PhD thesis. These reactors are the only ones of the fourth generation already having a considerable operating feedback in France.To achieve the safety objective of this new generation, the safety approach has to be adapted as soon as the reactor preconceptual and conceptual phases in order to integrate severe accidents, identify and define limitation ways as well as their consequences. This work, dedicated to the study and to the modelling of the expansion phase of a severe accident in SFR, is positioned in the CEA's work dynamic by contributing to the development of the safety approach. The goal of this PhD is to create a tool modelling the important physical phenomena induced by a power excursion in a molten material pool. This involves the formation of a vaporized sodium and molten material bubble and its subsequent expansion.After conducting detailed state of art of the different phenomena involved in the expansion phase, dimensional analysis of the physical processes is performed in order to identify the important ones. Based on this analysis, a model is developed and integrated into a tool, aiming at determining and prioritising the total phenomenon contributions to mechanical loadings on SFR vessel depending on the studied severe accident scenario. A validation step of the tool is then realised in two parts; Separate effect tests and global tests, using experimental results and calculation results obtained with other validated tools. Finally, preconceptual parametrical studies are performed to quantify the results variability due to modelling, scenarios and physical data uncertainties

Lacour, Vincent. "Modélisation de la production d'hydrogène lors de la phase de renoyage des coeurs de réacteurs nucléaires en situation d'accidents graves". Paris, ENMP, 2001. http://www.theses.fr/2001ENMP1011.

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Abstract (sommario):

L'accident du réacteur nucléaire de Three Mile Island marque l'accélération des recherches sur les accidents graves. Elles permirent l'élaboration d'un code d'étude de scénarii (Modular Accident Analysis Program, MAAP) utilisé actuellement par Electricité de France. On s'intéresse ici aux accidents graves qui aboutissent à un découvrement du cœur d'un Réacteur à Eau Pressurisée. Pour éviter que de tels accidents dégénèrent, il est prévu de renoyer le cœur en injectant une forte quantité d'eau. Différentes études comparatives ont montré que les codes actuels (dont MAAP) étaient incapables de prédire le pic de production d'hydrogène expérimentalement constaté au cours de la phase de renoyage. L'accumulation de ce gaz entraîne un risque d'explosion pris en compte par l'installation de recombineurs catalytiques dans l'enceinte des réacteurs or leur dimensionnement dépend directement de la cinétique de production d'hydrogène. Cette thèse fait le point sur l'état des connaissances bibliographiques, analyse les modèles actuels de MAAP, propose de nouvelles modélisations puis les valide sur le cas réacteur TMI et les expériences QUENCH du Forschungszentrum de Karlsruhe. Ces travaux ont conduit au changement de la loi d'oxydation du Zircaloy de MAAP à très haute température, à l'écriture d'un modèle de thermohydraulique diphasique simplifié ainsi qu'à l'élaboration d'un modèle automatique d'augmentation de la surface oxydable dut à la fissuration des gaines lors de la phase de renoyage. Ce dernier est basé sur des calculs effectués avec le code ZEBULON de l'Ecole des Mines de Paris et les constatations expérimentales du programme QUENCH. Ces modèles permettent une nette amélioration des simulations par rapport à la version standard de MAAP. Cette étude se limite aux parties du cœur où les crayons combustibles ne se sont pas écroulés.

Zhang, Shaoliang. "Etudes cinétiques de l'oxydation radicalaire en phase gazeuse d'iodures organiques et de la formation de particules d'oxydes d'iode sous conditions simulées de l'enceinte d'un réacteur nucléaire en situation d'accident grave". Thesis, Aix-Marseille, 2012. http://www.theses.fr/2012AIXM4820/document.

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Abstract (sommario):

Dans le cadre des recherches menées dans le domaine de la sûreté des réacteurs nucléaires, la problématique de la formation des oxydes d'iode dans l'enceinte de confinement par la destruction d'iodures organiques lors d'un accident grave a été étudiée avec les moyens du domaine de la chimie atmosphérique.La cinétique de destruction d'iodures organiques (tels que CH3I, CH2I2, CHI3, C2H5I, n-C3H7I et i-C3H7I) par les radicaux OH et O a d'abord été étudiée avec un système de Photolyse Flash – Résonance Fluorescente, dans des conditions représentatives de l'enceinte d'un accident de réacteur nucléaire accidenté. Des constantes cinétiques et leurs énergies d'activation ont été déterminées, dont certaines pour la première fois dans la littérature. Les mécanismes d'oxydation par OH et O des iodures organiques sont soit par abstraction d'un atome d'hydrogène, soit par la formation d'un complexe, menant à l'arrachement de l'atome d'iode. Ensuite, une analyse avec le code IODAIR a permis de réactualiser certaines cinétiques et de compléter ce code avec l'ajout de nouvelles réactions publiées récemment. Une comparaison de la cinétique globale de destruction de CH3I par OH et O dans le code IODAIR et de la constante cinétique globale inclue dans le code ASTEC/IODE a mis en évidence une différence d'un facteur environ 2, ce qui montre l'influence de ces deux radicaux (et principalement de O) sur la destruction des iodures organiques. L'autre voie de destruction majoritaire serait par rayonnement électronique. Les autres radicaux comme H ou N ne contribueraient que très peu à leur disparition
Within the framework of the research in the nuclear reactor safety field, the iodine oxides formation by organic iodides destruction in the containment has been studied with the means of the atmospheric chemistry field. The destruction kinetics and their activation energy of organic iodides by OH and O radical has been quantified by a Flash Photolysis system able to monitor the oxidant radicals by resonance fluorescence. Those results have been published and some of them for the first time in the literature. The mechanisms leading to the organic iodides destruction are either by a hydrogen atom abstraction, either by the formation of a complex, depending on the organic iodide involved. Then, certain kinetics reactions have been updated in the IODAIR code. Other reactions have been added based on the recent literature available. A comparison of the kinetics destruction of CH3I by OH and O with IODAIR and the global kinetics of destruction in ASTEC/IODE showed a difference of about 2 which shows the importance of these two radicals (and mainly O) in those destruction processes. The other main path of destruction would be by electron radiation. Other radicals like H and N would not contribute significantly to organic iodides destruction. A sensitivity analysis highlighted that organic iodides would mostly be destroyed into iodine oxides with a almost complete conversion within a few hours. Finally, an atmospheric chamber has been used to quantify iodine oxides growth, density and composition. Under the conditions studied, their formation is fast. Particles sizes of about 200- 400 nm are formed within a few hours

Più fonti

Libri sul tema "Accident grave de réacteur":

Fottorino, Éric. Suite à un accident grave de voyageur. Paris]: Gallimard, 2013.

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Nigel, Hawkes, a cura di. El más grave accidente mundial: Chernobil : el fin del sueño nuclear? Barcelona: Planeta, 1987.

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Esterle, Maryse. Pour une prevention de la mortalité des jeunes par accident de la circulation: Étude anthropologique des représentations du risque routier et des suites de l'accident grave. Montrouge: Fondation pour la recherche en action sociale, Institut de travail social, 1994.

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Capitoli di libri sul tema "Accident grave de réacteur":

"Chapitre 4 Études et approche de la gestion des accidents graves pour les réacteurs à eau sous pression du parc français". In Les accidents de fusion du coeur des réacteurs nucléaires de puissance, 55–108. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-1846-4.c007.

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Gorman, Sara E., e Jack M. Gorman. "Risk Perception and Probability". In Denying to the Grave. Oxford University Press, 2016. http://dx.doi.org/10.1093/oso/9780199396603.003.0010.

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Abstract (sommario):

Each day, when you take your morning shower, you face a 1 in 1,000 chance of serious injury or even death from a fall. You might at first think that each time you get into the shower your chance of a fall and serious injury is 1 in 1,000 and therefore there is very little to worry about. That is probably because you remember that someone once taught you the famous coin-flip rule of elementary statistics: because each toss is an independent event, you have a 50% chance of heads each time you flip. But in this case you would be wrong. The actual chance of falling in the shower is additive. This is known in statistics as the “law of large numbers.” If you do something enough times, even a rare event will occur. Hence, if you take 1,000 showers you are almost assured of a serious injury—about once every 3 years for a person who takes a shower every day. Of course, serious falls are less common than that because of a variety of intervening factors. Nevertheless, according to the CDC, mishaps near the bathtub, shower, toilet, and sink caused an estimated 234,094 nonfatal injuries in the United States in 2008 among people at least 15 years old. In 2009, there were 10.8 million traffic accidents and 35,900 deaths due to road fatalities in the United States. The CDC estimates a 1-in-100 lifetime chance of dying in a traffic accident and a 1-in-5 lifetime chance of dying from heart disease. But none of these realities affect our behaviors very much. We don’t take very many (if any) precautions when we shower. We text, eat, talk on the phone, and zone out while driving, paying little attention to the very real risk we pose to ourselves (and others) each time we get in the car. And we keep eating at McDonald’s and smoking cigarettes, completely disregarding the fact that these behaviors could eventually affect our health in extreme and fatal ways. On the other hand, there is zero proven risk of death as a result of the diphtheria- tetanus- pertussis (DTP) vaccine.

CAVALIER, L., G. DOUILLARD, B. LAVENIR e L. AIGLE. "Plaie transfixiante par munition d'exercice". In Médecine et Armées Vol. 46 No.2, 151–54. Editions des archives contemporaines, 2018. http://dx.doi.org/10.17184/eac.7356.

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Abstract (sommario):

La plaie par cartouche à blanc est un accident rare et potentiellement grave qui peut survenir lors de l'entraînement des militaires en terrain libre. L'interrogatoire sur les circonstances, la présentation clinique et les examens radiographiques permettent de confirmer le diagnostic. Le risque infectieux est majeur. Même si la balistique est différente de celle d'une cartouche de guerre classique, la prise en charge chirurgicale reste superposable.

Silva de Aguiar, André, Seung Min Lee e Gaianê Sabundjian. "Calculation of the Dose for Public Individuals Due to a Severe Accident at the Angra 2 Nuclear Plant, Brazil". In Nuclear Power Plants - The Processes from the Cradle to the Grave. IntechOpen, 2021. http://dx.doi.org/10.5772/intechopen.92200.

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Abstract (sommario):

Through a severe accident at nuclear power plant Angra 2, the whole body dose effective of the individuals members of the public located in the Emergency Planning Zones (EPZs) will be calculated, and later, the protective actions in these EPZs will be analyzed. Two different scenarios of radionuclide release into the atmosphere will be considered. In the first scenario, 2 h of the release of Xe, Cs, Ba, and Te, and the second scenario, 168 h of release.

Cassell, Eric J. "The Changing Concept of the Ideal Physician". In The Nature of Suffering, 17–29. Oxford University PressNew York, NY, 1991. http://dx.doi.org/10.1093/oso/9780195052220.003.0002.

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Abstract (sommario):

Abstract ONE DAY ABOUT ten years ago, I got a call from the Chief of Neurosurgery of an excellent upstate medical center to tell me about one of my patients who had fractured her skull in a skiing accident. He wanted to discuss not only her injury but also the behavior of her family and friends. She was unconscious and in danger of dying because of the swelling in her brain that followed the fracture. There was then no method of proven effectiveness for dealing with that common and life-threatening complication. Because her circumstance was so grave, he had proposed to her family that she be given a new and experimental treatment.

Atti di convegni sul tema "Accident grave de réacteur":

Fichot, F., J. Dru, J. M. Seiler e P. Gandrille. "Dégradation d’un cœur de réacteur : 1èreétape d’un accident grave. Production d’hydrogène et fusion du cœur". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the03.

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Bravo, X., S. Pignet e R. Meignen. "Réacteurs de recherche. Accidents de type Borax". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the11.

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Dubreuil Chambardel, A., J. M. Seiler, J. P. Van Dorsselaere e G. Azarian. "Scénarios accidentels Phénomènes physiques, Analyses de risques et Stratégie de conduite en Accidents Graves". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the01.

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Gauvain, J., J. Barbaud, P. Piluso e J.-M. Evrard. "Apport de la coopération internationale en accidents graves coordonnées par l'OCDE/AEN". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the02.

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Journeau, Christophe, Jean Marie Seiler, Marc Barrachin, Juliette Dru e Pascal Gandrille. "Relocalisation du corium en fond de cuve". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the04.

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Meignen, R., Pascal Piluso e Geoffrey Balland. "Recherches relatives à l’Interaction Corium-Eau et à l’Explosion de vapeur". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the05.

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Mimouni, S., A. Bentaïb, E. Studer e H. Dimmelmeier. "Hydrogène : Production et distribution dans l'enceinte". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the06.

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Bentaïb, A., N. Meynet, A. Bleyer, E. Studer, A. Beccantini, S. Kudriakov, B. Tourniaire e H. Dimmelmeier. "Combustion de l’hydrogène : principaux acquis et perspectives". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the07.

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Atkhen, K., M. Cranga e Ch Journeau. "Interaction Corium-Béton". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the08.

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Azarian, G., M. Fischer, K. Atkhen, B. Tourniaire, M. Cranga e C. Journeau. "Etalement du corium sur le récupérateur EPR™". In Thermohydraulique des accidents graves dans les réacteurs à eau légère. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2012. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2012the09.

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