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Relevant bibliographies by topics / Composants de centrales nucléaires

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Academic literature on the topic 'Composants de centrales nucléaires'

Author: Grafiati

Published: 4 June 2021

Last updated: 13 February 2022

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Journal articles on the topic "Composants de centrales nucléaires"

1

Zbinden, M., and C. Phalippou. "Recherches sur l ’usure par impacts-glissements de composants de centrales nucléaires." Revue de Métallurgie 90, no. 9 (September 1993): 1172. http://dx.doi.org/10.1051/metal/199390091172.

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2

Dhers, Jean. "Assemblages non soudés dans les réacteurs nucléaires." Matériaux & Techniques 106, no. 3 (2018): 303. http://dx.doi.org/10.1051/mattech/2017039.

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Abstract:

Les réacteurs nucléaires utilisent peu d’assemblages non soudés. Il existe cependant quelques assemblages sans soudure qui concernent le circuit primaire des réacteurs LWR, tels que ceux de nos centrales françaises. Il s’agit essentiellement de trois types d’assemblage : le dudgeonnage, le frettage et le boulonnage. Les deux premières techniques concernent respectivement le générateur de vapeur, les pénétrations dans le couvercle, ou le fond de cuve et la pompe primaire. Elles sont toujours associées à un soudage ultérieur qui garantit l’étanchéité. Il s’agit de composants essentiels au bon fonctionnement du réacteur. Les assemblages boulonnés concernent la pompe primaire, l’assemblage du couvercle de cuve avec la cuve, et les internes de cuve. Certains assemblages boulonnés sont plus sensibles aux phénomènes de corrosion sous tension voire pour les internes de cuve de corrosion sous tension assistée par irradiation.

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3

Trink, Claude, and Jean-Luc Vo Van Qui. "Quelles sont, en France, les perspectives de la construction de gros composants pour les centrales nucléaires ?" Annales des Mines - Réalités industrielles Août 2012, no. 3 (2012): 146. http://dx.doi.org/10.3917/rindu.123.0146.

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4

Parent, Claude. "Centrales nucléaires : le choc." Bulletin d'histoire de l'électricité 17, no. 1 (1991): 99–108. http://dx.doi.org/10.3406/helec.1991.1154.

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5

Costaz, J. L., and M. Haghgou. "Fondation des centrales nucléaires." Revue Française de Géotechnique, no. 41 (1987): 7–28. http://dx.doi.org/10.1051/geotech/1987041007.

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6

Parent, Claude. "L'architecture des centrales nucléaires." Revue Générale Nucléaire, no. 3 (May 1985): 238–40. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/19853238.

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7

Fremann,, Ryckelynck, and Vitry. "Services pour centrales nucléaires." Revue Générale Nucléaire, no. 6 (November 1987): 523–30. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/19876523.

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8

Carle, Rémy. "Exploitation des centrales nucléaires." Revue Générale Nucléaire, no. 2 (March 2000): 17–18. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20002017.

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9

M, J. M. "Iode préventif et centrales nucléaires." Revue Francophone des Laboratoires 2014, no. 463 (June 2014): 90. http://dx.doi.org/10.1016/s1773-035x(14)72538-9.

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Hutin, Jean-Pierre. "La maintenance des centrales nucléaires." Revue Générale Nucléaire, no. 1 (January 2016): 17–22. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20161017.

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Dissertations / Theses on the topic "Composants de centrales nucléaires"

1

Trudel, Francis. "Méthodologie de contrôle du vieillissement des équipements et des composants pour les centrales nucléaires." Thèse, Université du Québec à Trois-Rivières, 2004. http://depot-e.uqtr.ca/1812/1/000121699.pdf.

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2

Zille, Valérie. "Modélisation et évaluation des stratégies de maintenance complexes sur des systèmes multi-composants." Troyes, 2009. http://www.theses.fr/2009TROY0005.

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Abstract:

L'évaluation des stratégies de maintenance issues des méthodes OMF/RCM se heurte à des difficultés dont la résolution constitue l'enjeu scientifique de cette thèse : - les systèmes considérés sont composés de plusieurs matériels dépendants soumis à plusieurs phénomènes de dégradation et de défaillance - les stratégies sont basées sur plusieurs types de tâches et ne reposent pas sur une structure simple. L’objectif de cette thèse est de proposer une méthode de quantification des performances d’un système maintenu. Nous proposons un cadre global de modélisation de l’ensemble des phénomènes décrivant le comportement d’un système multi-composants et l’impact d’une politique de maintenance complexe. Une structure à deux niveaux permet de représenter finement à la fois le comportement de dégradation/défaillance des composants, l’ensemble des tâches de maintenance possibles et les effets sur le fonctionnement du système. Un critère de coût global basé sur l’indisponibilité du système et les coûts de maintenance permet de comparer plusieurs stratégies. L’implémentation de la démarche se fait à l’aide des réseaux de Petri et de la simulation de Monte Carlo. L’application à des systèmes de centrales nucléaires d’EDF permet de valider la méthode : - l’étude du système AGR présente les utilisations possibles et les résultats obtenus, - l’étude du système TPA illustre la démarche et guide les travaux futurs d’intégration des données
Maintenance strategies based on RCM method are difficult to assess, due to some methodological difficulties whose resolution is the scientific scope of this PhD Thesis: - the systems considered are composed of numerous dependent components with different degradation and failure phenomena, - maintenance strategies are complex, based on different tasks and without a simple structure. The objective of this PhD Thesis is to propose a method to quantify maintained systems performances. We propose a modelling framework which takes into account all the phenomena that describe multi-component system behaviour and complex maintenance strategy impact. A two-level structure allows a detailed description of components degradation/failure behaviour, all the possible maintenance tasks realisation and the consequences on the system. A global cost criteria based on system unavailability and maintenance costs renders possible to compare different strategies. The approach is implemented by using Petri nets and Monte Carlo simulation. The method is validated through its application on two systems from EDF nuclear power plants: - system AGR study presents the possible utilisations and the results obtained, - system TPA study illustrates the application on a real system and helps to define some further developments on data integration

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3

Quittard, Olivier. "Contribution à l'étude des mécanismes de guérison intervenant dans la sélection des composants de type mos utilisés en environnements radiatifs." Montpellier 2, 1999. http://www.theses.fr/1999MON20185.

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Abstract:

L'utilisation de composants electroniques en environnement radiatif (electronucleaire, spatial) pose le probleme de leur vulnerabilite a la dose ionisante cumulee. Cette vulnerabilite est largement conditionnee par la polarisation appliquee au composant pendant son utilisation. Sous irradiation, un composant mos se degrade moins vite en l'absence de polarisation que lorsqu'il fonctionne. De meme, les caracteristiques electriques s'ameliorent pour une irradiation debutee sous polarisation et poursuive en l'absence de polarisation. On parle alors de phenomene de ricn (neutralisation de la charge induite par les radiations). D'autre part, l'utilisation de plus en plus importante de composants du commerce (commercial off the shelf), plus ou moins vulnerables au rayonnement, conduit a s'interesser a leurs caracteristiques de degradation et de recuperation sous irradiation en fonction des conditions de polarisation. Le travail presente ici concerne la mise en place d'une methodologie generale de test des cots pour l'environnement radiatif, qui prend en compte les conditions d'utilisation (temperature, polarisation) du composant. Apres avoir decrit les phenomenes physiques a l'origine de l'evolution de la charge piegee dans le volume d'oxyde des composants mos, nous presentons la guerison par ricn et ses implications dans la selection de composants en environnements radiatifs. L'etude a porte sur des inverseurs cmos provenant de trois constructeurs et des srams. Dans la derniere partie, nous comparons le modele analytique de la guerison par ricn elabore lors de cette etude avec les donnees experimentales.

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4

Fronsacq, Alexandre. "La sûreté des centrales nucléaires : approche juridique de la sûreté des centrales nucléaires de production d'électricité." Paris 1, 1999. http://www.theses.fr/1999PA010269.

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Abstract:

En septembre 1994, une convention internationale sur la sureté nucléaire a posé les principes d'organisation du contrôle de la sureté des centrales nucléaires civiles. Ces principes issus de la réflexion de plusieurs groupes d'experts internationaux sont-ils appliques tant par les organisations internationales que par les grands états nucléaires, et notamment par la France ? Au niveau international, l'étude menée concerne la structure et les fonctions de l’AIEA, l'AEN et le traité Euratom. Au niveau national, l'organisation française de contrôle de la sureté nucléaire est comparée aux organismes compétents des États-Unis, du Canada, de la Belgique, du Japon, du Royaume-Uni et de l’Allemagne. Les règles de droit international dans le domaine nucléaire prennent généralement la forme de propositions, de principes généraux. Les organisations qui les édictent favorisent les échanges et les conseils scientifiques. Toutefois depuis l'accident de Tchernobyl, des conventions ont été élaborées et signées concernant l'alerte et l'assistance en cas d'accident. La convention sur la sureté nucléaire tente d'imposer un cadre règlementaire minimum de contrôle de la sureté. Mais la diversité des organisations nationales de contrôle de la sureté nucléaire induit la diversité des législations. Pour ce qui concerne la France, la règlementation, construite empiriquement, ne comporte pas de loi établissant des principes de bases du contrôle de la sureté nucléaire. Tous les autres grands états nucléaires étudiés ici ont voté des lois nucléaires. Cette particularité française, si elle présente certains avantages de souplesse, n'en est pas moins la preuve d'un déficit de débat démocratique en la matière. Le droit nucléaire français, comme la réglementation internationale, doit s'ouvrir au débat avec le public. L'information complète et la participation de ce dernier sont le gage de la pérennité de l'industrie electro nucléaire.

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5

Nguyen, Hoang-Phuong. "Model-based and data-driven prediction methods for prognostics." Thesis, université Paris-Saclay, 2020. http://www.theses.fr/2020UPASC021.

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Abstract:

La dégradation est un phénomène inévitable qui affecte les composants et les systèmes d'ingénierie, et qui peut entraîner leurs défaillances avec des conséquences potentiellement catastrophiques selon l'application. La motivation de cette Thèse est d'essayer de modéliser, d'analyser et de prédire les défaillances par des méthodes pronostiques qui peuvent permettre une gestion prédictive de la maintenance des actifs. Cela permettrait aux décideurs d'améliorer la planification de la maintenance, augmentant ainsi la disponibilité et la sûreté du système en minimisant les arrêts imprévus. Dans cet objectif, la recherche au cours de la thèse a été consacrée à l'adaptation et à l'utilisation d'approches basées sur des modèles et d'approches pilotées par les données pour traiter les processus de dégradation qui peuvent conduire à différents modes de défaillance dans les composants industriels, en utilisant différentes sources d'informations et de données pour effectuer des prédictions sur l'évolution de la dégradation et estimer la durée de vie utile restante (RUL).Les travaux de thèse ont porté sur deux applications pronostiques spécifiques: les pronostics basés sur des modèles pour la prédiction de la croissance des fissures par fatigue et les pronostics pilotées par les données pour les prédictions à pas multiples des données de séries chronologiques des composants des Centrales Nucléaires.Les pronostics basé sur des modèles compter sur le choix des modèles adoptés de Physics-of-Failure (PoF). Cependant, chaque modèle de dégradation ne convient qu'à certains processus de dégradation dans certaines conditions de fonctionnement, qui souvent ne sont pas connues avec précision. Pour généraliser, des ensembles de multiples modèles de dégradation ont été intégrés dans la méthode pronostique basée sur les modèles afin de tirer profit des différentes précisions des modèles spécifiques aux différentes dégradations et conditions. Les principales contributions des approches pronostiques proposées basées sur l'ensemble des modèles sont l'intégration d'approches de filtrage, y compris le filtrage Bayésien récursif et le Particle Filtering (PF), et de nouvelles stratégies d'ensemble pondérées tenant compte des précisions des modèles individuels dans l'ensemble aux étapes de prédiction précédentes. Les méthodes proposées ont été validées par des études de cas de croissance par fissures de fatigue simulées dans des conditions de fonctionnement variables dans le temps.Quant à la prédictions à pas multiples, elle reste une tâche difficile pour le Prognostics and Health Management (PHM) car l'incertitude de prédiction a tendance à augmenter avec l'horizon temporel de la prédiction. La grande incertitude de prédiction a limité le développement de pronostics à pas multiples dans les applications. Pour résoudre le problème, de nouveaux modèles de prédiction à pas multiples basés sur la Long Short-Term Memory (LSTM), un réseau de neurones profond développé pour traiter les dépendances à long terme dans les données de séries chronologiques, ont été développés dans cette Thèse. Pour des applications pratiques réalistes, les méthodes proposées abordent également les problèmes supplémentaires de détection d'anomalie, d'optimisation automatique des hyper-paramètres et de quantification de l'incertitude de prédiction. Des études de cas pratiques ont été envisagées, concernant les données de séries chronologiques collectées auprès des Générateurs de Vapeur et de Pompes de Refroidissement de Réacteurs de Centrales Nucléaires
Degradation is an unavoidable phenomenon that affects engineering components and systems, and which may lead to their failures with potentially catastrophic consequences depending on the application. The motivation of this Thesis is trying to model, analyze and predict failures with prognostic methods that can enable a predictive management of asset maintenance. This would allow decision makers to improve maintenance planning, thus increasing system availability and safety by minimizing unexpected shutdowns. To this aim, research during the Thesis has been devoted to the tailoring and use of both model-based and data-driven approaches to treat the degradation processes that can lead to different failure modes in industrial components, making use of different information and data sources for performing predictions on the degradation evolution and estimating the Remaining Useful Life (RUL).The Ph.D. work has addressed two specific prognostic applications: model-based prognostics for fatigue crack growth prediction and data-driven prognostics for multi-step ahead predictions of time series data of Nuclear Power Plant (NPP) components.Model-based prognostics relies on the choice of the adopted Physics-of-Failure (PoF) models. However, each degradation model is appropriate only to certain degradation process under certain operating conditions, which are often not precisely known. To generalize this, ensembles of multiple degradation models have been embedded in the model-based prognostic method in order to take advantage of the different accuracies of the models specific to different degradations and conditions. The main contributions of the proposed ensemble of models-based prognostic approaches are the integration of filtering approaches, including recursive Bayesian filtering and Particle Filtering (PF), and novel weighted ensemble strategies considering the accuracies of the individual models in the ensemble at the previous time steps of prediction. The proposed methods have been validated by case studies of fatigue crack growth simulated with time-varying operating conditions.As for multi-step ahead prediction, it remains a difficult task of Prognostics and Health Management (PHM) because prediction uncertainty tends to increase with the time horizon of the prediction. Large prediction uncertainty has limited the development of multi-step ahead prognostics in applications. To address the problem, novel multi-step ahead prediction models based on Long Short- Term Memory (LSTM), a deep neural network developed for dealing with the long-term dependencies in the time series data have been developed in this Thesis. For realistic practical applications, the proposed methods also address the additional issues of anomaly detection, automatic hyperparameter optimization and prediction uncertainty quantification. Practical case studies have been considered, concerning time series data collected from Steam Generators (SGs) and Reactor Coolant Pumps (RCPs) of NPPs

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6

Ankoud, Farah. "Modélisation d’un parc de machines pour la surveillance. : Application aux composants en centrale nucléaire." Thesis, Vandoeuvre-les-Nancy, INPL, 2011. http://www.theses.fr/2011INPL102N/document.

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Abstract:

Cette thèse porte sur la conception de méthodes de surveillance de système à partir de données collectées sur des composants de conceptions identiques exploités par plusieurs processus. Nous nous sommes intéressés aux approches de diagnostic sans modèle a priori et plus particulièrement à l'élaboration des modèles de bon fonctionnement des composants à partir des données collectées sur le parc. Nous avons ainsi abordé ce problème comme un problème d'apprentissage multi-tâches qui consiste à élaborer conjointement les modèles de chaque composant, l'hypothèse sous-jacente étant que ces modèles partagent des parties communes. Dans le deuxième chapitre, on considère, dans un premier temps, des modèles linéaires de type multi-entrées/mono-sortie, ayant des structures a priori connues. Dans une première approche, après une phase d'analyse des modèles obtenus par régression linéaire pour les machines prises indépendamment les unes des autres, on identifie leurs parties communes, puis on procède à une nouvelle estimation des coefficients des modèles pour tenir compte des parties communes. Dans une seconde approche, on identifie simultanément les coefficients des modèles ainsi que leurs parties communes. Dans un deuxième temps, on cherche à obtenir directement les relations de redondance existant entre les variables mesurées par l'ACP. On s'affranchit alors des hypothèses sur la connaissance des structures des modèles et on prend en compte la présence d'erreurs sur l'ensemble des variables. Dans un troisième chapitre, une étude de la discernabilité des modèles est réalisée. Il s'agit de déterminer les domaines de variation des variables d'entrée garantissant la discernabilité des sorties des modèles. Ce problème d'inversion ensembliste est résolu soit en utilisant des pavés circonscrits aux différents domaines soit une approximation par pavage de ces domaines. Finalement, une application des approches proposées est réalisée sur des simulateurs d'échangeurs thermiques
This thesis deals with the conception of diagnosis systems using the data collected on identical machines working under different conditions. We are interested in the fault diagnosis method without a priori model and in modelling a fleet of machines using the data collected on all the machines. Hence, the problem can be formulated as a multi-task learning problem where models of the different machines are constructed simultaneously. These models are supposed to share some common parts. In the second chapter, we first consider linear models of type multiple-input/single-output. A first approach consists in analyzing the linear regression models generated using the data of each machine independently from the others in order to identify their common parts. Using this knowledge, new models for the machines are generated. The second approach consists in identifying simultaneously the coefficients of the models and their common parts. Secondly, the redundancy models are searched for using PCA. This way, no hypothesis on the knowledge of the structures of models describing the normal behavior of each machine is needed. In addition, this method allows to take into consideration the errors existing on all the variables since it does not differentiate between input or output variables. In the third chapter, a study on the discernibility of the outputs of the models is realized. The problem consists in identifying the range of variation of the input variables leading to discernible outputs of the models. This problem is solved using either the confined pavements to the different domains or a pavement method. Finally, the multi-task modelling approaches are applied on simulators of heat exchangers

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7

Dupuy, Benoit. "Refroidissement des centrales nucléaires cotières françaises : impact sur le milieu marin." Paris 5, 1988. http://www.theses.fr/1988PA05P283.

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Isselin, Jérôme. "Étude des propriétés mécaniques des composants de centrales thermiques : l'essai punch test." Lille 1, 2003. https://pepite-depot.univ-lille.fr/RESTREINT/Th_Num/2003/50376-2003-1.pdf.

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Abstract:

Le vieillissement du parc de production électrique entraîne un besoin accru de connaissances concernant l'évolution des propriétés mécaniques de ses composants. Face à ce problème, la disponibilité en matériau est de plus en plus faible. C'est pourquoi ce travail propose de caractériser ces propriétés par l'intermédiaire d'un essai mécanique appelé Punch Test. Cet essai a comme caractéristique principale d'utiliser des échantillons de très faibles volumes. Le développement de cet essai s'est fait par l'étude d'un acier 15 MDV 4-05 extrait d'un réservoir de vapeur d'une centrale thermique après 145 000 heures de service. Dans un premier temps, nous nous sommes intéressés à mesurer l'influence des paramètres de cet essai. Puis l'étude a porté plus particulièrement sur la température de transition du matériau. En parallèle, la simulation aux éléments finis nous a permis de déterminer le coefficient d'écrouissage du matériau.

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Cussac, Paul. "Influence d’imperfections surfaciques sur la tenue en fatigue de composants nucléaires." Thesis, Chasseneuil-du-Poitou, Ecole nationale supérieure de mécanique et d'aérotechnique, 2020. http://www.theses.fr/2020ESMA0001.

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Abstract:

Dans le contexte de l’industrie nucléaire, la présence éventuelle d’imperfections surfaciques pouvant être générées par des chutes ou frottements d’outils lors de la fabrication et la maintenance des composants se doit d’être justifiée vis-à-vis du phénomène de fatigue. L’objectif premier de cette étude est d’évaluer dans quelle mesure la présence d’imperfections de surface de l’ordre de quelques dixièmes de millimètre de profondeur peut impacter la durée de vie en fatigue oligocyclique. En parallèle, cette étude cherche à décrire, de manière qualitative et quantitative, l’amorçage et la propagation des fissures à partir de ces imperfections. Afin de répondre à ces objectifs, une campagne d’essais de fatigue uni-axiale, menée en contrôle de déformation totale imposée, a été mise en œuvre avec des éprouvettes cylindriques (Φ 9 mm). Les imperfections de surface ont été introduites artificiellement sur les éprouvettes à l’aide de deux dispositifs permettant l’usinage d’entailles de faibles dimensions. Afin de suivre les phases d’amorçage, de micro et de macro propagation des fissures à partir des imperfections de surface, la méthode du suivi de potentiel électrique a été principalement employée. Des actions expérimentales et numériques complémentaires ont été réalisées afin de calibrer le suivi de potentiel. Les résultats de la campagne d’essais réalisée mettent en évidence une influence significative de la présence d’imperfections sur la tenue en fatigue des éprouvettes étudiées. La mise en œuvre du suivi de potentiel électrique a permis de déterminer les cinétiques d’amorçage et de propagation à partir des entailles artificiellement introduites. L’identification d’un paramètre représentatif de la force motrice de propagation dans le contexte de plasticité généralisée associé aux essais réalisés a par ailleurs permis d’exploiter les données relatives aux cinétiques de propagation dans une optique prédictive
Given the stringent requirements of high levels of safety in nuclear components, stakeholders of the French nuclear industry must anticipate the presence of residual surface imperfections in these components. Such imperfections could be introduced during manufacturing or maintenance operations. The incidence of surface irregularities on the fatigue strength of metallic components has tobe considered. Meanwhile, nuclear components can be loaded under low-cycle fatigue and large-scale plasticity conditions. The first objective of this work isthento assess to what extent the fatigue life of typical nuclear materials may be affected by the presence of such surface irregularities. In parallel, thisstudy aims at describing, qualitativelyand quantitatively, the crack initiation and propagation from these imperfections. In order to meet these objectives, a uni-axial fatigue test campaign, conducted under fully-reversed total axial strain control, in the air at room temperature, has been carried out on the cylindrical specimens (Φ 9 mm). Surface imperfections were artificially introduced onto the specimens. The electric potential trackingmethod has been mainly usedto monitor the crack initiation, micro and macro propagation phases from surface imperfections. Additional experimental and numerical actions have been carried out to calibrate the potential monitoring. The results of thetest campaigndemonstrate a significant influence of the presence of imperfections on the9 mm specimensfatigue strength. The useof electrical methodhas allowedto determine crackinitiation and growth ratesfrom surface imperfections. The identification of a representative parameter of the propagation driving force,in the context of generalized plasticity associated with the tests carried out,has also allowed to analysedata relating to propagation kinetics in a predictive perspective

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10

Huy, Virginie. "Contribution to nuclear data improvement by assimilation of integral experiments for the ASTRID core neutronic characterization." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0333/document.

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Abstract:

Au CEA sont actuellement réalisées des études de conception pour un démonstrateur de SFR, le réacteur ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration). Ce travail implique de développer et valider des outils de calcul scientifique afin de créer un dossier de sûreté à transmettre à l’ASN. Notamment, l’utilisation de codes neutroniques doit permettre de calculer les caractéristiques de cœurs de réacteur avec des précisions bien maitrisées. Les données nucléaires, qui sont les paramètres d’entrée de ces codes, constituent la principale source d'incertitude dans ces calculs. Le but de cette thèse est de réduire les incertitudes dues aux données nucléaires et donc de mieux prédire les caractéristiques du cœur d’ASTRID en utilisant l’assimilation de données intégrales. Basée sur l'inférence bayésienne-laplace appliquée sur des valeurs «a priori» (bibliothèque JEFF-3.1.1 et matrices COMAC), cette méthode consiste à mettre à jour nos connaissances sur les données nucléaires par ajustement de leurs valeurs centrales et incertitudes associées en utilisant des mesures intégrales. Les résultats de ce travail ont été utilisés pour quantifier les biais et les incertitudes réduites associées aux caractéristiques du cœur d'ASTRID (masse critique, coefficient de vide et de Doppler, antiréactivité des barres de contrôle ...)
The design of an advanced SFR demonstrator, the ASTRID reactor (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) at CEA implies the development and validation of scientific calculation tools, in order to create a safety dossier. Notably, the use of neutronic codes aims at defining the characteristics of reactor cores with well-mastered accuracies. Nuclear data, the input parameters of these codes, constitute the main source of uncertainty in neutronic calculations. The purpose of this PhD is to reduce uncertainties associated to nuclear data, and hence better predict the characteristics of the ASTRID core, using Integral Data Assimilation. This method, based on Bayesian-Laplace Inference, consists in using integral data C/E (calculation-to-experiment ratio) to perform adjustments on the central value and uncertainties of nuclear data. The modifications on nuclear data suggested by assimilation results have been used to quantify the bias and the reduced uncertainties associated to the ASTRID core main characteristics

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Books on the topic "Composants de centrales nucléaires"

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nucléaire, Commission canadienne de sûreté. Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires. Ottawa, Ont: Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2001.

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Hawkes, Nigel. Tchernobyl: Le récit de la première catastrophe nucléaire majeure de l'histoire. Paris: Presses de la Cité, 1986.

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3

Commission canadienne de sûreté nucléaire. Les plans de déclassement des activités autorisées. Ottawa, Ont: Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2000.

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Alan, Nixon. L' industrie nucléaire au Canada. Ottawa, Ont: Bibliothèque du Parlement, Service de recherche, 1993.

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5

Michel, Durr, ed. L' ère nucléaire. Paris: Editions du Chêne, 1986.

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nucléaire, Commission canadienne de sûreté. La conformité. Ottawa, Ont: Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2001.

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Sapy, Georges. Faut-il avoir peur de nos centrales nucléaires?: Pourra-t-on s'en passer? Paris: L'Harmattan, 2015.

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8

Commission canadienne de sûreté nucléaire. Examen des coûts et des avantages. Ottawa, Ont: Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2000.

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Commission canadienne de sûreté nucléaire. Politique sur les facteurs humains. Ottawa, Ont: Commission canadienne de sûreté nucléaire, 2000.

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10

atomique, Canada Commission de contrôle de l'énergie. Guide de demande de permis pour fins d'études de laboratoire: Activités autorisées 836, 837 et 838. Ottawa, Ont: Commission de contrôle de l'énergie atomique, 1997.

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Book chapters on the topic "Composants de centrales nucléaires"

1

"Chapitre 10 Recherches sur le comportement de composants importants des centrales nucléaires, leur vieillissement en particulier." In État des recherches dans le domaine de la sûreté des réacteurs à eau sous pression, 133–80. EDP Sciences, 2020. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2074-0-014.

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"Frontmatter." In Centrales nucléaires et environnement, 1–2. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2559-2.fm.

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"11. MÉTROLOGIE ENVIRONNEMENTALE." In Centrales nucléaires et environnement, 254–73. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2559-2.c013.

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"9. MAÎTRISE DES IMPACTS DES PRÉLÈVEMENTS D’EAU ET DES REJETS." In Centrales nucléaires et environnement, 186–233. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2559-2.c011.

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"TABLE DES MATIÈRES." In Centrales nucléaires et environnement, 6–11. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2559-2.c002.

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"6. RÔLE DE L’ADMINISTRATION." In Centrales nucléaires et environnement, 96–107. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2559-2.c008.

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7

"NOTES." In Centrales nucléaires et environnement, 274–80. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2559-2.c014.

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8

"1. PRÉSENTATION DU GUIDE." In Centrales nucléaires et environnement, 12–21. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2559-2.c003.

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9

"5. CADRE RÉGLEMENTAIRE." In Centrales nucléaires et environnement, 66–95. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2559-2.c007.

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10

"7. PRÉLÈVEMENT D’EAU ET SOURCE FROIDE." In Centrales nucléaires et environnement, 108–29. EDP Sciences, 2021. http://dx.doi.org/10.1051/978-2-7598-2559-2.c009.

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Conference papers on the topic "Composants de centrales nucléaires"

1

BONNEFILLE, René. "Tsunamis et centrales nucléaires." In Conférence Méditerranéenne Côtière et Maritime - Coastal and Maritime Mediterranean Conference. Editions Paralia, 2011. http://dx.doi.org/10.5150/cmcm.2011.005.

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2

Simon, Fabienne, Régis Suteau, and France Sabourin. "Prolongation des centrales." In Exploiter les centrales nucléaires dans la durée. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2014. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2014exp15.

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3

Mourlon, Sophie. "La poursuite d’exploitation des centrales nucléaires." In Exploiter les centrales nucléaires dans la durée. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2014. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2014exp17.

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4

Vicaud, Alain, and Michael Varescon. "Cadre législatif et règlementaire pour les centrales nucléaires." In Nucléaire et environnement. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2015. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2015nuc03.

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5

Hutin, Jean-Pierre. "Introduction : Maintenance des centrales nucléaires - principes et évolutions." In Place et évolution de l'énergie nucléaire dans le futur. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2018. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2018pla01.

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6

Bychkov, Alexander. "Plant Life Management for Long Term Operation Worldwide." In Exploiter les centrales nucléaires dans la durée. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2014. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2014exp01.

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7

Hoffman, Don. "License Renewal Up to And Beyond 60 Years." In Exploiter les centrales nucléaires dans la durée. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2014. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2014exp02.

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8

Lubinski, John. "U.S. License Renewal Process For Nuclear Commercial Power Reactors." In Exploiter les centrales nucléaires dans la durée. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2014. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2014exp03.

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9

Tafazzoli, Massoud. "US License Renewal Perspective/Solutions View." In Exploiter les centrales nucléaires dans la durée. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2014. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2014exp04.

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10

Bernhoft, Sherry. "EPRI Long Term Operations Program R&D to Support Aging Management." In Exploiter les centrales nucléaires dans la durée. Les Ulis, France: EDP Sciences, 2014. http://dx.doi.org/10.1051/jtsfen/2014exp05.

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Reports on the topic "Composants de centrales nucléaires"

1

Haselbacher, Andreas, Michel Arnal, Maurizio Barbato, Alexander Fuchs, Jared Garrison, Turhan Demiray, Philipp Jenny, et al. Joint synthesis “Electricity storage via adiabatic air compression” of the NRP “Energy”. Swiss National Science Foundation (SNSF), January 2020. http://dx.doi.org/10.46446/publication_nrp70_nrp71.2020.3.en.

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Abstract:

La fermeture des centrales nucléaires et le développement de l’énergie solaire et éolienne rendent la production d’électricité plus volatile. De nouveaux systèmes de stockage sont nécessaires pour s’assurer que l’électricité est disponible au moment où elle est nécessaire. Le stockage adiabatique d’air comprimé représente une technologie prometteuse. Il utilise l’excédent de production des installations solaires et éoliennes pour comprimer l’air ambiant et le stocker dans une cavité souterraine. Au besoin, l’air comprimé est à nouveau détendu et entraîne alors une turbine qui produit de l’électricité. En tirant profit de la chaleur générée lors de la compression, cette technologie atteint un rendement de 65 à 75 %, ce qui est semblable à celui obtenu avec l’accumulation par pompage. En termes de potentiel d’émission de gaz à effet de serre et de dommages aux écosystèmes, la compatibilité environnementale des réservoirs d’air comprimé est également comparable à celle des systèmes à accumulation par pompage. Les réservoirs d’air comprimé sont techniquement réalisables. Les composants importants, comme les turbomachines et les accumulateurs thermiques, sont déjà disponibles sur le marché ou ont été testés dans une installation pilote. La construction de cavités bénéficie de l’expérience acquise lors de la réalisation de tunnels et de cavernes. Les réservoirs adiabatiques d’air comprimé constituent par conséquent une solution de stockage efficace, écologique et techniquement réalisable. En raison de leurs coûts d’investissement élevés et du manque de clarté qui entoure leur cadre économique et juridique, leur rentabilité demeure toutefois incertaine. Cela complique également le financement d’une installation de démonstration.

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2

Haselbacher, Andreas, Michel Arnal, Maurizio Barbato, Alexander Fuchs, Jared Garrison, Turhan Demiray, Philipp Jenny, et al. Synthèse conjointe «Stockage d’électricité par compression adiabatique d’air» du PNR «Energie». Swiss National Science Foundation (SNSF), January 2020. http://dx.doi.org/10.46446/publication_pnr70_pnr71.2020.3.fr.

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Abstract:

La fermeture des centrales nucléaires et le développement de l’énergie solaire et éolienne rendent la production d’électricité plus volatile. De nouveaux systèmes de stockage sont nécessaires pour s’assurer que l’électricité est disponible au moment où elle est nécessaire. Le stockage adiabatique d’air comprimé représente une technologie prometteuse. Il utilise l’excédent de production des installations solaires et éoliennes pour comprimer l’air ambiant et le stocker dans une cavité souterraine. Au besoin, l’air comprimé est à nouveau détendu et entraîne alors une turbine qui produit de l’électricité. En tirant profit de la chaleur générée lors de la compression, cette technologie atteint un rendement de 65 à 75 %, ce qui est semblable à celui obtenu avec l’accumulation par pompage. En termes de potentiel d’émission de gaz à effet de serre et de dommages aux écosystèmes, la compatibilité environnementale des réservoirs d’air comprimé est également comparable à celle des systèmes à accumulation par pompage. Les réservoirs d’air comprimé sont techniquement réalisables. Les composants importants, comme les turbomachines et les accumulateurs thermiques, sont déjà disponibles sur le marché ou ont été testés dans une installation pilote. La construction de cavités bénéficie de l’expérience acquise lors de la réalisation de tunnels et de cavernes. Les réservoirs adiabatiques d’air comprimé constituent par conséquent une solution de stockage efficace, écologique et techniquement réalisable. En raison de leurs coûts d’investissement élevés et du manque de clarté qui entoure leur cadre économique et juridique, leur rentabilité demeure toutefois incertaine. Cela complique également le financement d’une installation de démonstration.

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