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Academic literature on the topic 'Accidents nucléaires – Modèles mathématiques'

Author: Grafiati
Published: 25 May 2024
Last updated: 31 July 2025

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Journal articles on the topic "Accidents nucléaires – Modèles mathématiques"

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Hubert, P., P. Olive, and S. Ravailleau. "Estimation pratique de l'âge des eaux souterraines par le tritium." Revue des sciences de l'eau 9, no. 4 (2005): 523–33. http://dx.doi.org/10.7202/705265ar.

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Abstract:
Le tritium, isotope radioactif de l'hydrogène, est considéré comme un élément dateur des eaux souterraines. Il permet à l'hydrogéologue d'estimer le temps de séjour moyen des eaux d'un aquifère. Produit naturellement dans l'atmosphère, les teneurs dans les précipitations ont tout d'abord augmenté, suite aux essais thermonucléaires aériens de 1952 à 1963, pour ensuite diminuer et se stabiliser des industries nucléaires, supérieure à la teneur naturelle de 5 UT. Actuellement, la teneur moyenne se situe entre 10 et 30 UT. Grâce au suivi des teneurs en 3H des précipitations, il est possible de dét
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Dissertations / Theses on the topic "Accidents nucléaires – Modèles mathématiques"

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Beloeil, Laurent. "Etude d'un accident de criticité mettant en présence des crayons combustibles et de l'eau hors réacteur de puissance." Aix-Marseille 1, 2000. http://www.theses.fr/2000AIX11017.

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Abstract:
Il est possible d'imaginer de nombreuses situations accidentelles, certes hautement improbables, ou des crayons combustibles seraient mis au contact d'eau dans des conditions proches des valeurs atmospheriques. Ce travail est consacre a la modelisation et la simulation des premiers instants de l'excursion de puissance qui peut resulter de telles configurations. Nous montrons que, pour les accidents les plus severes, l'effet de vide est une contre-reaction preponderante. La formation d'un film de vapeur a la paroi des crayons est ensuite mise en evidence et confirmee a l'aide d'experiences de c
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2

Robbe, Marie-France. "Modélisation en dynamique rapide d'accidents dans le circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée." Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 2003. http://www.theses.fr/2003ECAP0929.

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Abstract:
Deux types d'accidents, pouvant se produire dans le circuit primaire d'un Réacteur nucléaire à Eau Pressurisée (REP) et impliquant des phénomènes de dynamique rapide, sont analysés. L'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) est l'accident de dimensionnement des REP actuels. Il s'agit d'une brèche de grande dimension sur une tuyauterie du circuit primaire. Une onde de décompression se propage à travers le circuit. Les différences de pression entre les différents volumes du réacteur induisent des efforts mécaniques importants sur les structures de la cuve et peuvent détériorer le cœur d
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3

Zabiégo, Magali. "Rayonnement d'un bain de corium dans un milieu chargé en aérosols issus de l'interaction corium/béton." Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11002.

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Abstract:
Le cas hypothetique de la perte de refrigerant primaire dans un reacteur a eau pressurisee (rep) peut entrainer, en cas de non intervention, le denoyage du cur du reacteur, sa montee en temperature, la fonte des crayons combustibles et des structures qui les maintiennent. On peut alors aboutir a la degradation complete du cur et au percement de la cuve par les debris fondus (le corium). Le corium a haute temperature (2000 a 3000 k) peut ainsi couler sur le radier en beton du reacteur et l'eroder rapidement, comme l'ont montre plusieurs programmes experimentaux. De cette interaction, on a obser
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Denier, Caroline. "Détermination et modélisation de propriétés thermophysiques du corium pour des applications accidents graves." Electronic Thesis or Diss., Orléans, 2023. https://theses.univ-orleans.fr/prive/accesESR/2023ORLE1073_va.pdf.

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Abstract:
Cette thèse porte sur la détermination et la modélisation de propriétés thermophysiques (masse volumique, viscosité et, tension de surface) de mélanges corium U-Zr-Fe-O représentatifs des conditions accidents graves en cuve, à des températures supérieures à 2000 °C. Pour cela, deux méthodes expérimentales sont employées de manière complémentaire : la lévitation aérodynamique (au CEMHTI, CNRS Orléans) et la pression maximale de bulle (au CEA Cadarache). Des mesures inédites de ces propriétés thermophysiques sont obtenues sur plusieurs compositions de corium en cuve U-Zr-O, avec différents degré
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5

Rubiolo, Pablo. "Modélisation du transfert thermique dans un milieu poreux : application aux réacteurs nucléaires en situation accidentelle." Aix-Marseille 1, 2000. http://www.theses.fr/2000AIX11055.

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Abstract:
Une méthode pour calculer les coefficients des équations macroscopiques de bilan d'énergie d'un milieu poreux a été proposée dans ce travail. Le modèle tient compte des échanges d'énergie par rayonnement, conduction et convection. Cette méthode est développée afin de modéliser le comportement thermique d'un cœur d'un réacteur à eau pressurisée (REP) lors d'un accident grave. Notre approche considère le cœur d'un REP comme un milieu poreux absorbant, émetteur et de grande épaisseur optique, composé par une phase solide et par une phase fluide. La phase solide est constituée par des particules o
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Delicat, Yathis Giovanni. "Etude de la réactivité de l’iode transporté dans un mélange H2/H2O en conditions de combustion dans des flammes basse pression pré-mélangées." Thesis, Lille 1, 2012. http://www.theses.fr/2012LIL10049.

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Abstract:
En cas accident grave dans un réacteur à eau pressurisée (REP), des Produits de Fission sont susceptibles d’être rejetés dans l’enceinte de confinement. Le manque de données expérimentales validées sur la chimie de l’iode dans ce type de conditions constitue un frein au développement de codes de calculs prédictifs. Pour remédier à ces lacunes, un réacteur expérimental de type brûleur à flamme plate a été développé afin d’établir une base de données expérimentales caractéristiques du système {I,O,H} via l’étude de flammes H2/H2O/O2/Ar enrichies en iode (HI). Les profils d’évolution de la tempér
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Bouloré, Antoine. "Etude et modélisation de la densification en pile des oxydes nucléaires UO2 et MOX." Grenoble INPG, 2001. http://www.theses.fr/2001INPG4203.

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Abstract:
Durant l'irradiation en réacteurs à eau sous pression du combustible nucléaire UO2 ou (U, Pu)O2, plusieurs phénomènes physiques interviennent. L'un d'eux consiste en la disparition d'une partie de la porosité initiale sous l'effet de l'irradiation, cette densification pouvant atteindre jusqu'à 2,5%. D'après la littérature, l'amplitude de ce phénomène ainsi que sa cinétique, sont fortement liés à la microstructure initiale du combustible. C'est pourquoi des méthodes de caractérisation de la microstructure ont été développées à l'aide d'outils d'analyse d'images. Ces méthodes ont pour objectif d
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Blanc, Hervé-Valéry. "Détection des collisions dans le cadre de la planification 3D du remplacement d'un générateur de vapeur." Aix-Marseille 3, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX30086.

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Abstract:
L'objet de cette etude est la conception et la realisation d'un systeme informatise interactif original d'aide a la planification du remplacement des generateurs de vapeur, dans le cadre de la maintenance nucleaire. Le but est d'obtenir un outil complet et ergonomique de simulation 3d dote d'un module de detection des collisions dans l'espace. Nous decrivons tout d'abord les techniques de rendu actuellement utilisees en synthese d'image afin de retenir parmi elles celles qui sont les mieux adaptees a notre probleme. Puis nous presentons les techniques de modelisation 3d pour expliquer le choix
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Viot, Louis. "Couplage et synchronisation de modèles dans un code scénario d’accidents graves dans les réacteurs nucléaires." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018SACLN033/document.

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Abstract:
La thèse s'inscrit dans le contexte des accidents graves dans les réacteurs nucléaires qui sont étudiés au laboratoire de physique et modélisation des accidents graves (LPMA) du CEA de Cadarache. Un accident grave survient lors de la perte du caloporteur au niveau du circuit primaire ce qui provoque une dégradation du combustible et la création d'un bain de corium. Celui-ci va ensuite se propager en cuve et fortement endommager les structures du réacteur. Pour la sûreté nucléaire, il est donc nécessaire de pouvoir prévoir la propagation de ce corium, d'où la création en 2013 de la plateforme P
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Castonguay, Ève-Marie. "Modélisation de la survie relative : application aux accidents vasculaires cérébraux." Thesis, Université Laval, 2004. http://www.theses.ulaval.ca/2004/22275/22275.pdf.

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Abstract:
La survie relative est d´efinie comme le rapport entre la survie observée dans un groupe de sujets atteints d’une certaine maladie et la survie attendue pour un groupe comparable de la population générale, formé de sujets non atteints de la maladie. L’objectif de ce mémoire est de comparer différentes méthodes d’estimation de la survie relative. Un survol des principales méthodes de calcul de la survie observée et de la survie attendue est d’abord proposé. Vient ensuite une comparaison mathématique de plusieurs approches de modélisation de la survie relative, toutes basées sur la maximisation
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Books on the topic "Accidents nucléaires – Modèles mathématiques"

1

FRAM, the frequency resonance analysis method: Modelling complex socio-technical systems. Ashgate, 2012.

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2

Menz, Gunter, and Sven Nussbaum. Object-Based Image Analysis and Treaty Verification: New Approaches in Remote Sensing - Applied to Nuclear Facilities in Iran. Springer, 2010.

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3

Pedestrian dynamics: Mathematical theory and evacuation control. Taylor & Francis, 2009.

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