Добірка наукової літератури з теми "Sûreté des réacteurs nucléaires"
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Статті в журналах з теми "Sûreté des réacteurs nucléaires"
Dupin, Ludovic. "« Les réacteurs français ont un meilleur niveau de sûreté que lors de leur mise en service »." Revue Générale Nucléaire, no. 6 (2022): 20–21. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20226020.
Повний текст джерелаVerma, Aditi. "A tale of two epistemologies : the evolution of nuclear safety in the US and French nuclear industry." Entreprises et histoire 114, no. 1 (July 5, 2024): 48–69. http://dx.doi.org/10.3917/eh.114.0048.
Повний текст джерелаLe Gros, Gaïc. "Velan : robinetterie nucléaire et maintenance prévisionnelle." Revue Générale Nucléaire, no. 5 (September 2021): 42–43. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20215042.
Повний текст джерелаMangeon, Michaël, and Mathias Roger. "L’histoire mouvementée de l’EPR…" Revue Générale Nucléaire, no. 4 (2022): 42–45. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20224042.
Повний текст джерелаStuder, 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, no. 1 (January 2018): 48–53. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20181048.
Повний текст джерелаCollet, Julien. "Les enjeux en matière de sûreté d’une relance du nucléaire en France." Annales des Mines - Responsabilité et environnement N° 113, no. 1 (January 23, 2024): 91–93. http://dx.doi.org/10.3917/re1.113.0091.
Повний текст джерелаCrampon, Cécile. "SMR : tour d’horizon des initiatives internationales." Revue Générale Nucléaire, no. 1 (January 2021): 30–33. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20211030.
Повний текст джерелаFourest, Bernard. "Contribution de l’industrie nucléaire européenne à l’harmonisation des règles de sûreté des réacteurs en exploitation." Revue Générale Nucléaire, no. 5 (September 2007): 35–37. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20075035.
Повний текст джерелаBillebaud, Annick. "Les nouveaux concepts de réacteurs nucléaires." Reflets de la physique, no. 60 (December 2018): 55–57. http://dx.doi.org/10.1051/refdp/201860055.
Повний текст джерелаLa Lumia, Virgile, Jean-Luc Vincent, and Olivier Longobardi. "Apports de l'étude probabiliste de sûreté à la conception d'un réacteur nucléaire." Revue Générale Nucléaire, no. 2 (March 2003): 37–40. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20032037.
Повний текст джерелаДисертації з теми "Sûreté des réacteurs nucléaires"
Perdu, Fabien. "Contributions aux études de sûreté pour des filières innovantes de réacteurs nucléaires." Université Joseph Fourier (Grenoble), 2003. http://www.theses.fr/2003GRE10215.
Повний текст джерелаCapellan, Nicolas. "Couplage 3D neutronique thermohydraulique : développement d’outils pour les études de sûreté des réacteurs innovants." Paris 11, 2009. http://www.theses.fr/2009PA112296.
Повний текст джерелаNuclear 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
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.
Повний текст джерелаBillard, 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.
Повний текст джерелаThe 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
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.
Повний текст джерелаLe, Duy Tu Duong. "Traitement des incertitudes dans les applications des études probabilistes de sûreté nucléaire." Troyes, 2011. http://www.theses.fr/2011TROY0022.
Повний текст джерелаThe 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
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.
Повний текст джерелаPometko, 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.
Повний текст джерелаMaury, 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.
Повний текст джерелаAndriolo, 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.
Повний текст джерелаFuture 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
Книги з теми "Sûreté des réacteurs nucléaires"
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.
Знайти повний текст джерелаCommission 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.
Знайти повний текст джерелаCommission, Canadian Nuclear Safety. Canadian national report for the Convention on Nuclear Safety: Second review meeting. Ottawa: Canadian Nuclear Safety Commission, 2001.
Знайти повний текст джерелаBlanc, Daniel. Noyaux, particules, réacteurs nucléaires. Paris: Masson, 1986.
Знайти повний текст джерелаBlanc, Daniel. Les réacteurs atomiques. Paris: Presses universitaires de France, 1986.
Знайти повний текст джерелаeuropéennes, Commission des Communautés. La sécurité nucléaire dans la Communauté européenne. Luxembourg: Office des publications officielles des Communautés européennes, 1985.
Знайти повний текст джерелаGlasstone, Samuel. Nuclear reactor engineering. Malabar, Fla: Krieger Pub. Co., 1991.
Знайти повний текст джерелаCommission 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.
Знайти повний текст джерелаJourné, 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.
Знайти повний текст джерелаLiu, Chengxin, and Baoshan Chen. Qing shui dui ran liao yuan jian. Beijing: Hua xue gong ye chu ban ye, 2007.
Знайти повний текст джерелаЧастини книг з теми "Sûreté des réacteurs nucléaires"
BOUFFARD, Serge, and 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.
Повний текст джерела"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.
Повний текст джерела"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.
Повний текст джерела"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.
Повний текст джерела"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.
Повний текст джерела"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.
Повний текст джерела"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.
Повний текст джерела"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.
Повний текст джерела"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.
Повний текст джерела"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.
Повний текст джерелаТези доповідей конференцій з теми "Sûreté des réacteurs nucléaires"
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.
Повний текст джерелаBicail, 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.
Повний текст джерелаHerviou, 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.
Повний текст джерелаFeron, 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.
Повний текст джерелаMesser, Nathalie, and 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.
Повний текст джерелаGorgemans, 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.
Повний текст джерелаVerdier, 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.
Повний текст джерелаMattei, 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.
Повний текст джерелаFourest, 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.
Повний текст джерелаGorgemans, 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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