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Dissertations / Theses on the topic 'Composants de centrales nucléaires'
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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.
Full text
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Zille, Valérie. "Modélisation et évaluation des stratégies de maintenance complexes sur des systèmes multi-composants." Troyes, 2009. http://www.theses.fr/2009TROY0005.
Full textAbstract:
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 donnéesMaintenance 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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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.
Full textAbstract:
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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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.
Full textAbstract:
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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Nguyen, Hoang-Phuong. "Model-based and data-driven prediction methods for prognostics." Thesis, université Paris-Saclay, 2020. http://www.theses.fr/2020UPASC021.
Full textAbstract:
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 NucléairesDegradation 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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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.
Full textAbstract:
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 thermiquesThis 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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Dupuy, Benoit. "Refroidissement des centrales nucléaires cotières françaises : impact sur le milieu marin." Paris 5, 1988. http://www.theses.fr/1988PA05P283.
Full text
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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.
Full textAbstract:
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.
Full textAbstract:
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 prédictiveGiven 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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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.
Full textAbstract:
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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Granger, Laurent. "Comportement différé du béton dans les enceintes de centrales nucléaires : analyse et modélisation." Phd thesis, Ecole Nationale des Ponts et Chaussées, 1995. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00520675.
Full textAbstract:
Les enceintes de confinement des centrales nucléaires françaises sont réalisées en béton précontraint de 1,2 m d'épaisseur. L'étanchéité de la structure dépend principalement de la précontrainte résiduelle du béton. Or les dispositifs de surveillance des déformations différées font apparaître des différences sensibles, suivant les sites, que les modèles de calcul réglementaires ne prennent pas en compte d'une façon satisfaisante. Pour améliorer la gestion du parc de centrales, au sens durée de vie, EDF a lancé en 1991 un vaste programme d'étude centré sur le matériau béton, et visant à prévoir le comportement réel en fluage des enceintes déjà construites. Ici, nous analysons une par une les différentes déformations différées du béton. Une analyse fine des phénomènes physico chimiques qui en sont à l'origine, nous conduit à proposer une modélisation d'ingénieur, sur la base d'un modèle du type milieu continu équivalent. Enfin, nous présentons les résultats de nos simulations et nous concluons en donnant les enseignements théoriques et pratiques de cette étude ainsi que quelques propositions réglementaires.
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Richez, Patricia. "Étude d'un nouveau procédé de nettoyage des générateurs de vapeur des centrales nucléaires." Compiègne, 1996. http://www.theses.fr/1996COMP959S.
Full text
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Bentolila, Claire. "Contribution à l’étude des lignes de contournement-turbine des centrales thermiques ou nucléaires." Lyon, INSA, 1988. http://www.theses.fr/1988ISAL0040.
Full textAbstract:
L'étude présentée ici a été consacrée au comportement hydrodynamique des lignes de contournement des centrales thermiques ou nucléaires en régimes stationnaire et instationnaire. Ce problème complexe décrit un écoulement compressible, comprenant des domaines transsoniques ou supersoniques. Différentes analyses ont été réalisées à cet effet. Un calcul numérique, basé sur une modélisation unidimensionnelle instationnaire a mis en évidence les différentes ondes de compression ou de détente consécutives à une ouverture ou à une fermeture de la vanne amont. La réalisation d'essais en air sur maquettes représentant une structure simplifiée du système a permis de valider le code de calcul en régime permanent et de constater l'absence présumée d 1instabilité. Du jet. Enfin, une étude qualitative par une analogie hydraulique a précise, dans le cas d'un écoulement bidimensionnel, la position des ondes de choc dues à un obstacle place dans l'axe d'un jet supersonique (paroi plane). Parallèlement, un calcul bidimensionnel en fluide parfait, compressible, appliqué à un étage de d€tente et représentant le cas bidimensionnel, a confirmé le fait que l'écoulement n'est pas uniforme dans tout le domaine.
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Tisseur, David. "Contrôle par imagerie X de combustible nucléaire pour les centrales à haute température." Villeurbanne, INSA, 2008. http://www.theses.fr/2008ISAL0015.
Full textAbstract:
Ce travail s'inscrit dans le cadre d'une thèse CIFRE entre AREVA NP et le laboratoire CNDRI de I'INSA de Lyon dans le contexte du développement d'une centrale de quatrième génération dite High Temperature Reactor (HTR). Dans ces futures centrales nucléaires, le combustible se présentera sous la forme de petites billes multicouches de 1 mm de diamètre appelée particule TRISO (TRistructuraiiSOtropic). Pour des raisons de sûreté divers contrôles de ces particules doivent être mis en place. Le premier objectif de ce travail est de développer une méthode de mesure de la densité des couches entourant les particules HTR par rayons X et la conception d'un démonstrateur industriel. La technique de mesure, que nous avons mise en place, est fondée sur une méthode inverse qui repose sur l'imagerie X en contraste de phase. Le second objectif de ce travail est de quantifier la répartition spatiale des particules dans un assemblage combustible nommé "compact". Après un état de l'art sur la mesure de l'homogénéité, nous montrons qu'une tomographie à haute énergie associée à un traitement de l'image adapté permet d'obtenir la position dans l'espace de chaque particule constituant le compact. L'approche proposée consiste à comparer un histogramme multiéchelle de répartition expérimental des particules à un modèle théorique à l'aide d'un test du chi2. Ceci nous permet de dégager un critère permettant de quantifier l'homogénéité des compactsThis PhD the. Sis is the result ot a collaboration between AR EVA NP and laboratory CNDRI of the INSA of Lyon in the context of the development of a 4\textsuperscript{th} generation nuclear power plant, named as High Temperature Reactor (HTR). In these future nuclear power plants, the fuel consists of small multi-layer spheres of 1 mm diameter called TRISO particle (TRistructural ISOtropie). For safety reasons various controls of these particles must be developed. The first objective of this study is to develop a measurement method of the density of the layers surrounding HTR particles by x-rays and to install an industrial demonstrator. The measurement technique is founded on an inverse method based on X-ray phase contrast imaging. The second objective is to quantify the space distribution of the particles in a fuel assembly named "compact". After a state of the art to the measure of the homogeneity, we demonstrate that a high energy tomography associated with a suitable image processing enables to obtain the position in the space of each particle constituting the compact. The suggested approach consists in comparing an experimental multiscale histogram of particle distribution with an ideal model using a chi2 test. This allows to suggest a criterion to quantify the homogeneity of the compact
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Magerand, Elisabeth. "Contribution à une méthodologie de conception des interventions de maintenance dans les centrales nucléaires." Besançon, 1998. http://www.theses.fr/1998BESA2088.
Full textAbstract:
Le vieillissement naturel du parc nucléaire français conduit actuellement EDF à accorder une attention particulière aux performances de la maintenance dans ses centrales. En effet depuis le milieu des années quatre-vingt, la durée des arrêts programmés, les coûts directs de la maintenance et la sévérité des normes de sûreté en milieu radioactif, augmentent régulièrement. La Direction Des Etudes et Recherche d'EDF tourne aussi désormais son attention vers le développement de techniques de conception et d'organisation de la maintenance. Cet ouvrage est la synthèse des travaux réalisés sur ce sujet dans le cadre d'un contrat de recherche passé entre EDF et le L. A. B. Il porte sur l'aide à l'élaboration des gammes de maintenance dans le but d'optimiser la maintenance des centrales nucléaires. Il s'agit de mettre en oeuvre une méthodologie de conception de l'intervention de maintenance qui se concrétise par l'écriture d'une gamme de maintenance. Ce thème de recherche consiste en fait à partir de la connaissance de l'environnement technique d'une centrale nucléaire et d'une tâche de maintenance à réaliser, à en synthétiser automatiquement la gamme. Les interventions de maintenance sur un système mécanique nécessitent en général de le démonter pour accéder à un ou plusieurs de ses composants (pour contrôles, réparations). L'intérêt s'est particulièrement porté sur un problème précis de l'étude, à savoir la génération de gammes de démontage d'un système mécanique en vue de sa maintenance. Le programme de travail s'est déroulé de la façon suivante : modélisation de l'intervention de maintenance à partir de l'analyse d'un échantillon représentatif des gammes d'EDF, proposition de méthodes et algorithmes d'aide à la préparation de gammes de maintenance, proposition de méthodes et algorithmes d'aide à l'évaluation d'une gamme de maintenance. Ces résultats ont été appliqués à un exemple : l'échange d'une pompe de centrale nucléairePresent research on assembly planning is generally applied to manufactured goods production. The object of a maintenance activity, is to repair a broken down mechanical system, or to prevent some failures by the application of preventive measures. Ln this maintenance context, disassembly takes a great importance ; indeed, maintenance activities on a system, imply often to disassemble it totally or partially, in order to operate on some of its components. Assembly is also highly considered, since the mechanical system must be reassembled to be put in working order, when the maintenance ask is achieved. So, this work is part of a study of maintenance procedure design. The approach is threefold : build a model of maintenance tasks based on EDF, maintenance documents, propose methods for disassembly sequences generation, propose methods for maintenance procedures evaluation. We are especially interested in the mechanical systems of nuclear plants. In a first part, the model principles based on an analysis of current maintenance procedure writing guide are defined, in order to formalize a maintenance task sequence. We focus on disassembly and assembly phases decomposed into actions. Then algoritms for disassembly sequences design, are proposed (a method of mechanical system partial disassembly is built). Disassembly sequences evaluation consists here in ordering a feasible disassembly sequertces set, in order to find one or several solutions which respect at best a specific maintenance objective. Finally, this model and these methods are applied on an example : the exchange of a pump seal
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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.
Full textAbstract:
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 d'un modele de type ecsg, et des librairies graphiques open gl et open inventor pour notre application. De meme, les differentes methodes de detection des collisions sont rappelees et nous proposons un algorithme rapide base sur un decoupage recursif de l'espace en volumes englobants orientes, et sur un test rapide de l'interpenetration de ces volumes. Enfin, nous decrivons l'application complete developpee pour edf. Cette application a comme originalite, outre l'utilisation des librairies graphiques et des outils 3d les plus recents, l'integration d'un module de detection des collisions efficace et precis. Ce logiciel est dote d'une interface graphique ergonomique et permet la visualisation interactive d'une scene 3d, la manipulation rapide des objets 3d, ainsi que diverses mesures d'angles et de distances dans cette scene.
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Trudel, Francis. "Méthodologie de contrôle du vieillissement des équipements et des composants pour les centrales nucléaires /." Trois-Rivières : Université du Québec à Trois-Rivières, 2004. http://www.uqtr.ca/biblio/notice/resume/24021622R.pdf.
Full text
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Schmitzberger, Erwin. "Planification globale de trajectoires en milieux industriels : application à la maintenance et au démantèlement de centrales nucléaires." Vandoeuvre-les-Nancy, INPL, 2003. http://docnum.univ-lorraine.fr/public/INPL_T_2003_SCHMITZBERGER_E.pdf.
Full textAbstract:
Le problème de planification de trajectoires sans collisions a été posé depuis plusieurs décennies en robotique. Le pré-calcul de réseaux probabilistes dans l'espace des configurations est une méthode efficace pour générer des mouvements sans collision reliant une paire quelconque de configurations d'un robot. Nous avons contribué, au sein d'EDF R&D et du projet européen MoLog, à adapter et à intégrer ces méthodes dans le contexte de la maintenance et du démantèlement de centrales nucléaires. Ce type d'application requiert des déplacements d'objets, d'engins ou de robots dans des environnements très encombrés. Nous proposons de plus une méthode visant à enrichir les réseaux pour qu'il puisse générer tous les chemins non homotopes reliant une paire quelconque de configurations. De cette manière, les contraintes géométriques, cinématiques voire dynamiques spécifiées après le pré-calcul, peuvent s'appliquer à une seule classe d'homotopie choisie par l'utilisateur. Ceci conduit à un gain de temps et d'interactivité entre les ingénieurs et les outils de planificationThe problem of motion planning has been addressed for several decades in robotics. Pre-computed probabilistic roadmaps have been recognized as an efficient method to generate rapid collision free motions between any pair of initial and final configurations of the robot. Inside EDF R&D and the European MoLog project, we contribute to adapt and integrate these methods in the context of the maintenance and the dismantling of nuclear power plants. Such applications require the motion of objects, deviees or even robots within cluttered environments. Furthermore, we propose a way to enrich the pre-computed roadmaps so that they can generate ali the non homotopie paths for any pair of configurations. Hence any further geometrical, kinematical or dynamical constraints specified after the Roadmap pre-computation, can be applied on a single homotopy class which is selected by the user. This leads to a gain of time and interactivity between engineers and motion planning tools
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Nguyen, Thi Phuong Kieu. "Analyse mathématique et simulation numérique des modèles d'écoulements bouillants pour la thermohydraulique des centrales nucléaires." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016SACLV007/document.
Full textAbstract:
Nous avons étudié des méthodes de volumes finis pour la simulation numérique d'un flux impliquant deux phases incompressibles ou deux phases générales compressibles en déséquilibre mécanique. Les principales difficultés du régime où il y a une apparition de phase ou une disparition de phase est la singularité de la vitesse. Nous montrons que l'utilisation du l'entropie correction améliorer beaucoup ces problèmes. Enfin, nous simulons certains tests numériques importants pour vérifier les méthodes numériques, telles que la séparation de phase par gravité ou un canal bouillantWe investigated some finite volume methods for the numerical simulation of a flow involving two incompressible phases or general two compressible phases in mechanical disequilibrium. The main difficulties of the regime where there is either a phase appearance or a phase disappearance is the singularity of the velocity. We show that using the entropy fix will much improve these problems. Finally, we perfom some important numerical tests to verify the numerical methods, such as a phase separation by gravity or a boiling channel
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Khemmoudj, Mohand Ou Idir. "Modélisation et résolution de systèmes de contraintes : application au problème de placement des arrêts et de la production des réacteurs nucléaires d'EDF." Paris 13, 2007. http://www.theses.fr/2007PA132010.
Full textAbstract:
Les recherches présentées dans cette thèse portent sur la modélisation et la résolution de systèmes de contraintes, en considérant aussi bien l'aspect théorique que l'aspect pratique. La partie théorique a comme objectif de proposer des méthodes génériques qui exploitent des techniques de la Programmation Par Contraintes et de la Programmation Mathématique pour modéliser et résoudre des systèmes de contraintes binaires. Nous avons proposé une formulation linéaire agrégée pour les CSP binaires et une méthode de filtrage combinant la relaxation Lagrangienne et la consistance d'arc. Pour les CSP sur-contraints, nous avons introduit la notion d'inégalité binaire valide. Nous avons également montré comment exploiter cette notion pour améliorer les bornes inférieures qui se basent sur la consistance d'arc et proposer de nouvelles bornes inférieures ainsi qu'une technique de prétraitement de WCSP. Dans la partie appliquée, nous avons traité le problème de placement des arrêts et de la production des réacteurs nuclaires d'Electricité de Fance(EDF). Nous avons amélioré la modélisation mathématique actuelle de certaines contraintes du problème et nous avons proposé une nouvelle modélisation en Programmation Par Contraintes pour tout le problème. Nous avons, par la suite, conçu le solveur OSOPAN pour la satisfaction et l'optimisation de ce problème. Ce solveur fait coopérer la Programmation Par Contraintes, la Programmation Mathématique ainsi que la Recherche Locale.
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Jakubek, Delphine. "Ecologie des légionelles dans l'eau des circuits de refroidissement des centrales nucléaires en bord de Loire." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00922431.
Full textAbstract:
Les circuits de refroidissement des centrales nucléaires en bord de rivière sélectionnent par leur mode de fonctionnement des micro-organismes à caractère thermophile, parmi lesquels le micro-organisme pathogène, Legionella pneumophila. Pour lutter contre le développement de ce genre bactérien, un traitement de désinfection de l'eau des circuits de refroidissement à la monochloramine peut être employé. Pour participer à la maitrise des risques sanitaires et environnementaux liés à la modification physico-chimique et microbiologique de l'eau naturelle prélevée, EDF s'est engagé dans une démarche d'amélioration des connaissances sur l'écologie des légionelles dans les circuits de refroidissement et des liens que ce genre bactérien entretient avec son environnement (physico-chimique et microbiologique) favorisant ou non leur prolifération. Ainsi, la diversité et la dynamique des Legionella pneumophila cultivables ont été déterminées dans les quatre centrales nucléaires en bord de Loire pendant un an et leurs liens avec leur environnement physico-chimique et microbiologique ont été étudiés. Cette étude a mis en évidence une forte diversité des sous-populations de Legionella pneumophila et une apparente dynamique qui semble être liée à l'évolution d'un nombre restreint de sous-populations. Les sous-populations de légionelles semblent entretenir des relations souche-spécifiques avec les paramètres biotiques et présenter des sensibilités différentes aux variations physico-chimiques du milieu. La conception des circuits de refroidissement pourrait impacter la communauté de légionelles. L'utilisation de la monochloramine perturbe fortement l'écosystème mais ne sélectionne pas de populations tolérantes au biocide.
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Depigny-Huet, Christine. "La communication dans le travail : Une activité continue (analyse ergonomique de la conduite des centrales nucléaires)." Paris 13, 1990. http://www.theses.fr/1990PA132018.
Full textAbstract:
La thèse étudie l'activité de communication en situation réelle de travail, en articulant production de connaissances sur le travail collectif, et intervention de terrain sur la fiabilité du fonctionnement. En partant du caractère interactif des comportements de communication, les hypothèses et résultats suivent trois voies: 1) étude de l'organisation réelle du travail, des mécanismes de re-composition des collectifs de travail; à partir des réseaux de communication observables; 2) analyse des compétences particulières développées par les opérateurs pour communiquer au travail, de leur vocabulaire spécifique. Partant de l'analyse de contenu, on peut réduire la diversité des actions accomplies sur un processus hautement complexe à une typologie opérationnelle pour l'étude ergonomique; 3) étude de l'activité de communication comme une activité continue, sous-tendue par des processus cognitifs, finalisée par la conduite du processus. Les discontinuités sont alors recherchées dans les dysfonctionnements de l'activité de communication (analyse systématique avec les opérateurs des incidents à composante humaine survenant dans les centrales pour établir des modèles de dysfonctionnement, puis analyse statistique pour établir le rôle des communications dans les erreurs humaines et leur corrélation avec les autres causes). Enfin des repères sont donnés pour l'intervention ergonomique sur les systèmes de communication dans les processus continus complexes.
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Jakubek, Delphine. "Ecologie des légionelles dans l’eau des circuits de refroidissement des centrales nucléaires en bord de Loire." Thesis, Paris 11, 2012. http://www.theses.fr/2012PA112414.
Full textAbstract:
Les circuits de refroidissement des centrales nucléaires en bord de rivière sélectionnent par leur mode de fonctionnement des micro-organismes à caractère thermophile, parmi lesquels le micro-organisme pathogène, Legionella pneumophila. Pour lutter contre le développement de ce genre bactérien, un traitement de désinfection de l’eau des circuits de refroidissement à la monochloramine peut être employé. Pour participer à la maitrise des risques sanitaires et environnementaux liés à la modification physico-chimique et microbiologique de l’eau naturelle prélevée, EDF s’est engagé dans une démarche d’amélioration des connaissances sur l’écologie de Legionella pneumophila dans les circuits de refroidissement et des liens que cette espèce bactérienne entretient avec son environnement (physico-chimique et microbiologique) favorisant ou non sa prolifération. Ainsi, la diversité et la dynamique des Legionella pneumophila cultivables ont été déterminées dans les quatre centrales nucléaires en bord de Loire pendant un an et leurs liens avec leur environnement physico-chimique et microbiologique ont été étudiés. Cette étude a mis en évidence une forte diversité des sous-populations de Legionella pneumophila et une apparente dynamique qui semble être liée à l’évolution d’un nombre restreint de sous-populations. Les sous-populations de Legionella pneumophila semblent entretenir des relations souche-spécifiques avec les paramètres biotiques et présenter des sensibilités différentes aux variations physico-chimiques du milieu. La conception des circuits de refroidissement pourrait impacter la communauté de légionelles. L’utilisation de la monochloramine perturbe fortement l’écosystème mais ne sélectionne pas de populations tolérantes au biocideThe cooling circuits of nuclear power plants, by their mode of operating, can select thermophilic microorganisms including the pathogenic organism Legionella pneumophila. To control the development of this species, a disinfection treatment of water cooling systems with monochloramine can be used. To participate in the management of health and environmental risks associated with the physico-chemical and microbiological modification of water collected from the river, EDF is committed to a process of increasing knowledge about the ecology of Legionella pneumophila in cooling circuits and its links with its environment (physical, chemical and microbiological) supporting or not their proliferation. Thus, diversity and dynamics of culturable Legionella pneumophila were determined in the four nuclear power plants along the Loire for a year and their links with physico-chemical and microbiological parameters were studied. This study revealed a high diversity of Legionella pneumophila subpopulations and their dynamic seems to be related to the evolution of a small number of subpopulations. Legionella subpopulations seem to maintain strain-specific relationships with biotic parameters and present different sensitivities to physico-chemical variations. The design of cooling circuits could impact the Legionella pneumophila community. The use of monochloramine severely disrupts the ecosystem but does not select biocide tolerant subpopulations
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Lalaimode, Stéphane. "Réalisation d'un ensemble de logiciels de simulation du comportement d'une centrale nucléaire à eau pressurisée en situation accidentelle très dégradée (Crisalide)." Lyon 1, 1993. http://www.theses.fr/1993LYO10095.
Full textAbstract:
Depuis quelques annees, edf a ete amene, a la suite en particulier de l'accident de tchernobyl, a s'interesser aux accidents graves sur les reacteurs a eau pressurisee francais (accidents avec fusion du cur). Des equipes de crise ont ete mises en place a edf, de facon a gerer en direct et pour le mieux (diagnostic et pronostic d'evolution de l'accident) de tels accidents s'ils survenaient. Dans ce cadre, l'equipe de crise du septen a choisi de se doter d'une chaine d'outils informatiques de simulation rapide dont l'elaboration a ete l'objet de ce travail pendant une duree de 30 mois. Plus precisement, le travail a consiste en la creation d'une chaine d'outils informatiques appelee crisalide, constituee d'un ensemble de modeles simulant le comportement thermohydraulique de la chaudiere (modele promethee), de l'enceinte (modele enceinte), calculant les rejets de produits de fissions a l'exterieur de l'enceinte de confinement (modele rejets) et devant satisfaire les criteres suivants: 1) logiciels compatibles entre eux (conformes a une norme); 2) exploitation sur micro-ordinateur; 3) performances de calcul: la simulation d'un scenario accidentel realisee a une vitesse tres superieure au temps reel (minimum 50 fois); 4) resultats de calcul acceptables (erreur maximale <20%). L'ensemble de la chaine presente aujourd'hui un caractere coherent, ce qui facilite la maintenance et les evolutions ulterieures du produit
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Mansour, Carine. "Spéciation des espèces soufrées dans les générateurs de vapeur des centrales nucléaires à réacteur à eau sous pression." Phd thesis, Paris 6, 2007. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00005107.
Full text
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Million-Picallion, Lisa. "Interactions magnétite-Al(III)-silice dans les conditions physico-chimiques des générateurs de vapeur des centrales nucléaires « REP »." Toulouse 3, 2014. http://www.theses.fr/2014TOU30246.
Full textAbstract:
Dans le circuit secondaire des réacteurs nucléaires à eau sous pression, les interactions entre la magnétite et les impuretés contenues dans l’eau entraînent la formation et la consolidation de dépôts sur la plaque à tubes dans le fond des générateurs de vapeur (GV). Ces dépôts, appelés « boues dures », peuvent conduire à la déformation des pieds de tubes des GV qui favorisent la corrosion sous contrainte et ainsi portent atteinte au bon fonctionnement des générateurs de vapeur. Les retours d’analyse des boues dures extraites de centrales françaises et internationales ont permis d’identifier les principales espèces, à savoir la magnétite, l’aluminium et le silicium, à l’origine de la formation et de la consolidation des boues dures. Cette étude a pour objectif de mettre en évidence les types d’interactions entre ces espèces qui induisent la formation de boues dures dans les conditions physico-chimiques représentatives des GV. Pour cela, la réalisation d’un montage expérimental construit autour d’un autoclave a permis de reproduire les conditions physico-chimiques proches des générateurs de vapeur (solution diluée, 275°C, pH basique et milieu réducteur). La cinétique de décomposition thermique de l’hydrazine, utilisée pour éliminer l’oxygène résiduel du circuit secondaire et imposer un Eh réducteur, a été étudiée afin de mettre au point une injection en continu et ainsi travailler dans un milieu chimique stationnaire. Les valeurs de pH et de potentiel redox à 275°C ont été mesurés in-situ par potentiométrie haute température dans deux milieux chimiques nominaux appliqués en centrale, le milieu éthanolamine haut pH et le milieu morpholine bas pH. Afin de comprendre les processus impliqués dans la formation de boues dures, des expériences ont été réalisées pour simuler l’interaction entre les impuretés dissoutes (aluminium et/ou silicium) et la magnétite. L’aluminium est l’élément le plus réactif, son comportement est influencé par sa faible solubilité mais également par le pH du milieu. Par contre, les conditions physico-chimiques des zones des boues dures, impactées par la présence d’oxydes et d’espèces fortement concentrées, peuvent être très différentes du milieu nominal. En se basant sur les compositions des boues dures extraites des centrales, un second type d’expérience a été mené en faisant interagir les espèces principales sous forme d’oxydes (magnétite, alumine et silice) dans un milieu chimique non contrôlé. Ces essais ont permis d’obtenir des morceaux consolidés par la présence d’aluminosilicate (kaolinite) et d’hydroxyde d’aluminium (boehmite). La formation de phases secondaires est capable d’influencer le pH et donc la réactivité des espèces en présenceIn the secondary circuit of Pressurized Water Reactors (PWR), interactions between magnetite and impurities lead to formation of hard deposits at the bottom of steam generator (SG). These deposits, called hard sludge, are able to deform SG tubes, causing enhanced Stress Corrosion Cracking (SCC). Analysis of sludge pile deposits from plants has shown that the main constituents are magnetite, aluminum and silicon. The aim of this study is to determine what kinds of interactions between these species are able to form hard sludge in physicochemical SG conditions. In order to reproduce SG conditions (i. E. , aqueous medium at 275°C, basic pH and reductive potential), a dedicated experimental system based on hydrothermal reactor has been set up. The kinetics of thermal decomposition of hydrazine, injected in the secondary circuit to eliminate oxygen, was estimated in order to work in chemically steady-state medium. The continuous in situ pH and Eh monitoring was performed with high temperature probes. In this way, pH and Eh of two chemical conditionings (ethanolamine high pH and morpholine low pH) were established at 275°C. In order to investigate the process of hard sludge formation, the interaction between magnetite and aqueous impurities (aluminum and/or silica) were simulated in dedicated experiments. Aluminum is the most reactive element, both its solubility and the pH value of the medium control its behavior. Conversely, in flow-restricted areas, physicochemical conditions (temperature, pH, Eh) are impacted by oxides and high concentrations of impurities and differ from those present in SG bulk. On the basis of the hard sludge compositions found in plants, a second type of experiment has been implemented which considers the interaction between the main species in terms of oxides (magnetite, aluminum and silicon) in an uncontrolled medium. These tests have led to the generation of hardened aggregates resulting from the production of kaolinite and boehmite. Formation of secondary phases acts upon the pH medium and modifies the chemical activity of the interacting species
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David, Martin. "Approche multi-échelle du comportement mécanique des structures en béton arméApplication aux enceintes de confinement des centrales nucléaires." Palaiseau, Ecole polytechnique, 2012. https://pastel.hal.science/docs/00/76/57/05/PDF/these_pdf.pdf.
Full textAbstract:
Cette thèse développe une stratégie multi-échelle pour représenter le comportement mécanique des armatures et des câbles de précontrainte dans une structure en béton armé. Cette stratégie est déclinée en plusieurs étapes, permettant d'intégrer progressivement de nouveaux phénomènes physiques dans la modélisation. Le premier modèle asymptotique développé permet de représenter le comportement élastique effectif d'hétérogénéités périodiquement réparties sur une surface. Il combine un comportement d'interface élastique et un comportement de membrane. Un second modèle asymptotique s'intéresse ensuite au comportement de fibres rigides réparties sur une surface, et susceptibles de glisser par rapport au volume environnant. Ces modèles présentent l'avantage d'induire moins de concentrations de contraintes que les modèles de barres utilisés classiquement. Ils sont implantés dans le code éléments finis Code_Aster, et validés par rapport à des simulations tridimensionnelles de référence. Leur interaction avec une fissure présente dans le béton est étudiée. Enfin, cette stratégie permet de modéliser des essais expérimentaux réalisés sur une portion d'enceinte de confinement à l'échelle 1This thesis develops a multi-scale strategy to describe the mechanical behaviour of steel reinforcements and prestressing tendons in a reinforced concrete structure. This strategy is declined in several steps, which allow gradual integration of new physical phenomena. The first asymptotic model represents the effective elastic behaviour of heterogeneities periodically distributed on a surface. It combines an elastic interface behaviour and a membrane behaviour. A second asymptotic model then focuses on the behaviour of rigid fibers distributed on a surface, which may slide with respect to the surrounding volume. These models induce less stress concentrations than the usual truss models. They are implemented in the finite element code Code_Aster, and validated with respect to reference three-dimensional simulations. Their interaction with a macroscopic crack is studied. Finally, this strategy allows the modeling of experimental tests carried out on a portion of a containment building in real scale
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Merignac, Christophe. "Spéciation du tritium et du carbone 14 liés aux molécules organiques dans les effluents radioactifs liquides des Centres Nucléaires de Production d'Électricité." Thesis, Nantes, 2017. http://www.theses.fr/2017NANT4031/document.
Full textAbstract:
Le tritium et le carbone 14 sont les principaux contributeurs de l’activité dans les effluents liquides de CNPE (centrale nucléaire de production d’électricité). Ces derniers sont produits principalement dans le circuit primaire par activation neutronique. L’impact dosimétrique dépend des formes sous lesquelles se trouvent le tritium et le carbone 14. L’étude bibliographique a permis d’identifier les molécules organiques susceptibles d’être présentes au sein des effluents liquides. Elles proviennent du conditionnement des différents circuits et de leurs produits de dégradation. Ces molécules transitant par les effluents liquides, elles sont donc susceptibles d’être radiomarquées du fait de la présence avérée de tritium et carbone 14. L’objectif de la thèse est d’identifier les différentes formes organiques présentes et leur potentiel radiomarquage avec le tritium et le carbone 14. L’approche utilisée pour répondre à cette problématique est divisée en deux étapes clés. La première concerne l’identification et la quantification des molécules organiques (par des techniques chromatographiques). La seconde est relative à la quantification des différentes formes (organique et inorganique) du tritium et du carbone 14. Cette dernière est un réel challenge compte tenu de la composition radiologique des effluents. En effet, la fraction organique marquée potentiellement attendue est très faible (1-3%) et la séparation des formes organiques et de la matière organique soluble est délicate. Une étape de séparation est donc nécessaire avant quantification des fractions (organique et inorganique) par scintillation liquideTritium and carbon 14, produced in the primary coolant by neutron activation, are the main contributors to the radioactivity released in the discharges of nuclear power plants. The dosimetric impact depends on the form in which tritium and carbon 14 are found. The bibliographic study identified the organic molecules likely to be present in liquid effluents. They come from the conditioning of the various circuits and their degradation products. These molecules are transiting through liquid effluents and are therefore likely to be radiolabelled due to the proven presence of tritium and carbon-14. The objective of the thesis is to identify the different organic forms present and their potential radiolabelling with tritium and carbon 14. The approach used to address this issue is divided into two key stages. The first concerns the identification and quantification of organic molecules (by chromatographic techniques). The second is related to the quantification of the different forms (organic and inorganic) of tritium and carbon 14. The latter is a real challenge given the radiological composition of the effluents. Indeed, the potentially expected labelled organic fraction is very small (1-3%) and the separation of organic forms and the soluble organic matter is delicate. A separation step is therefore necessary before quantification of the fractions (organic and inorganic) by liquid scintillation
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Ville, Patrice. "Une socianalyse institutionnelle : gens d'école et gens du tas." Paris 8, 2001. http://www.theses.fr/2001PA081991.
Full textAbstract:
Le sujet de la thèse est la socianalyse institutionnelle, méthode d'intervention de l'analyse institutionnelle. La socianalyse est présentée en théorie, à travers les approfondissements théoriques et méthodologiques du chercheur, mais aussi en pratique, dans sa confrontation à un cas de division sociale du travail en fonction du tri scolaire, au sein du parc nucléaire français. La thèse soutenue par le chercheur est que les dispositifs d'intervention et de recherche-action sont d'autant plus performants - capables de permettre l'installation d'une relation d'équivalence entre acteurs sociaux et intervenants - qu'ils combinent plusieurs niveaux d'analyse (individu, groupe, organisation, institution), et qu'ils marient plusieurs approches disciplinaires. L'auteur a développé une méthode d'intervention socianalytique de longue durée, utilisant un forum électronique comme assemblée analytique virtuelle permanente. . .
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David, Martin. "Approche multi-échelle du comportement mécanique des structures en béton armé - Application aux enceintes de confinement des centrales nucléaires." Phd thesis, Ecole Polytechnique X, 2012. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00765705.
Full textAbstract:
Cette thèse développe une stratégie multi-échelle pour représenter le comportement mécanique des armatures et des câbles de précontrainte dans une structure en béton armé. Cette stratégie est déclinée en plusieurs étapes, permettant d'intégrer progressivement de nouveaux phénomènes physiques dans la modélisation. Le premier modèle asymptotique développé permet de représenter le comportement élastique effectif d'hétérogénéités périodiquement réparties sur une surface. Il combine un comportement d'interface élastique et un comportement de membrane. Un second modèle asymptotique s'intéresse ensuite au comportement de fibres rigides réparties sur une surface, et susceptibles de glisser par rapport au volume environnant. Ces modèles présentent l'avantage d'induire moins de concentrations de contraintes que les modèles de barres utilisés classiquement. Ils sont implantés dans le code éléments finis Code_Aster, et validés par rapport à des simulations tridimensionnelles de référence. Leur interaction avec une fissure présente dans le béton est étudiée. Enfin, cette stratégie permet de modéliser des essais expérimentaux réalisés sur une portion d'enceinte de confinement à l'échelle 1.
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Reviron, Nanthilde. "Etude du fluage des bétons en traction. Application aux enceintes de confinement des centrales nucléaires à eau sous pression." Phd thesis, École normale supérieure de Cachan - ENS Cachan, 2009. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00457486.
Full textAbstract:
Les objectifs de la thèse sont d'étudier expérimentalement et d'effectuer des simulations numériques du comportement différé du béton. La principale application concerne la prédiction du comportement des enceintes de confinement de centrales nucléaires (REP) dans le cas des épreuves décennales et accidentelles. Afin de répondre à ces besoins industriels, il est nécessaire de caractériser le comportement du béton en traction uniaxiale. Ainsi, une importante étude expérimentale du fluage en traction sur des bétons âgés de 90 jours, chargés pendant trois jours (durée des épreuves décennales) a été menée pour différents niveaux de contrainte (50 à 90 % de la résistance). Plusieurs essais ont été réalisés : mesure des propriétés élastiques, des résistances en compression et en traction directe, suivi du séchage, du retrait, du fluage propre et du fluage de dessiccation en traction directe. Des essais en compression ont permis de mettre en évidence une différence importante entre le fluage en compression et en traction. De plus, une diminution de la résistance en traction après les essais en dessiccation a été observée, ainsi qu'une rupture prématurée pour des niveaux de chargement importants lors du fluage en traction. Un modèle numérique a été proposé et développé dans le code de calcul aux éléments finis Cast3m.
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Bichet, Lionel. "Mécanismes de transports dans la fissuration des matériaux hétérogènes : application à la durée de vie d’exploitation des centrales nucléaires." Thesis, Montpellier, 2017. http://www.theses.fr/2017MONTS001/document.
Full textAbstract:
Les propriétés du béton constituant les enceintes de confinement des centrales électronucléaires évoluent sous les effets de mécanismes de vieillissement résultant notamment de transferts couplés de chaleur et de masse au sein du matériau. Ces phénomènes peuvent être modélisés par des équations de transports moyennées : lois de Fick pour le transport d’espèces en solution et lois de Fourier pour la description de la diffusion thermique. Dans cette étude, les développements concernent la diffusion de la thermique dans un milieu hétérogène fissuré représentant un matériau cimentaire dégradé chimiquement. Le problème thermo-mécanique est traité à l'aide d'une approche multi-corps reliés par des lois d’interactions enrichies (zones cohésives). La diffusion thermique est écrite dans le formalisme cohésif-volumique en prenant en compte le couplage entre un état d'endommagement local de la zone cohésive et une conductivité homogénéisée. Afin d'optimiser les coûts de calculs, une étude est menée sur la dimension d'un volume élémentaire représentatif (VER). Pour cela, la méthode d'eigenerosion est étendue à la fissuration de milieux hétérogènes puis appliquée aux milieux cimentaires. La propagation de fissures sous chargement thermique est ensuite analysée dans des VERs de béton dégradés représentatifs des enceintes de confinement des centrales nucléaires après plusieurs années. Le vieillissement est modélisé par un taux de pré-dégradation initial entre le mortier et les granulats. Le développement de multi-fissures est relié au taux de pré-dégradation et la formation "d'écrans" à la diffusion de la thermique est mise en avantDuring their confinement in a nuclear power plant, the mechanical properties of the constitutive materials of concrete change as a result of ageing. This is due to the transportation of chemical species at the microscopic level of the media. Firstly, this can be modelled with average equations. The Fick laws represent the evolution of chemical diffusion and the Fourier laws, the transportation of heat at a mesoscopic level. In this research, we will consider thermal evolution on a fractured media.This thermomechanical problem is solved with a staggered method. The mechanical contribution used an approach based on multi-bodies system linked with cohesive zone models. The thermal problem is based on the approximation of the heat transfer equation at the cohesive interface. This approach has been implemented and validated. The description of the heat trough the interface is composed with the definition of an homogenised conductivity and the local damage parameter. In order to optimize the computational cost with a good agreement of the crack propagation, a criterion is proposed for sizing a representative elementary volume (REV). The eigenerosion method is used, validated and extended to heterogeneous media. Two studies are carried out on the morphological properties on a cementious media. As a result of those studies, a minimal size for a REV is defined.Crack spread under thermal loads are investigated on a media representing the concrete of the containment of a nuclear power station. The ageing effect are taken into account as an initial damage between the mortar and the aggregates. These parameters are expressed in terms of rate of initial damage. A study is proposed for different values of this rate. As assumed, the development of multi-cracks is linked with the rate of initial damage and the creation of thermal border is proposed
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Kratz, Frédéric. "Utilisation des techniques de redondances matérielles et analytiques à la détection de pannes de capteurs : application aux centrales nucléaires." Nancy 1, 1991. http://docnum.univ-lorraine.fr/public/SCD_T_1991_0072_KRATZ.pdf.
Full textAbstract:
Dans ce travail, on s'intéresse à la détection de pannes de capteurs sous les aspects suivants: la détection proprement dite, la localisation de l'élément défectueux, la correction de l'erreur. On examine le comportement de quelques méthodes appliquées à la redondance analytique statique linéaire ou non (espace de parité, fermeture des équations de contrainte, termes correctifs normalisés) à l'aide de données simulées. L'utilisation de modèles non linéaires pour la redondance analytique est abordée. A partir des techniques des écarts de fermeture de contrainte et des termes correctifs normalisés, nous présentons une extension dans le cas des modèles non linéaires en insistant sur les propriétés mathématiques que doivent posséder les modèles. Apres avoir montré les difficultés rencontrées lors du calcul des estimées des grandeurs vraies et de l'agrégation des voies en défauts, une méthode basée sur la linéarisation des modèles est détaillée. La méthode des termes correctifs normalisés a été appliquée à l'instrumentation du circuit secondaire d'un générateur de vapeur de la centrale rep de Paluel. Des résultats encourageants ont été obtenus. Une connaissance approfondie des modèles et une identification des paramètres plus parfaite peuvent néanmoins contribuer à de meilleurs résultats.
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Journé, Benoit. "Les organisations complexes à risques : gérer la sûreté par les ressources, étude de situations de conduite de centrales nucléaires." Palaiseau, Ecole polytechnique, 1999. http://www.theses.fr/1999EPXX0003.
Full textAbstract:
Les centrales nucleaires font partie des systemes industriels les plus fiables et les plus surs, mais un palier semble avoir ete atteint dans ce domaine depuis quelques annees. La question est alors posee, comment maintenir une trajectoire d'amelioration lorsque l'on a atteint des niveaux de performance records en termes de surete ? la these propose de repondre a cette question au moyen d'une etude de cas regroupant une serie d'observations realisees en salle de commande et portant sur des situations de conduite normale. Le materiau de terrain ainsi obtenu a ete analyse a travers la mobilisation de deux concepts qui ancrent la these dans le champ de l'approche cognitive des organisations : l'agencement organisationnel et le sensemaking. La surete depend evidemment de la capacite a maitriser les situations incidentelles et accidentelles previsibles. Mais, elle depend egalement de la capacite de la salle de commande a gerer quotidiennement les situations qui, tout en etant normales, sont imprevues, perturbees et engagent potentiellement la surete, sans qu'elles degenerent en situations incidentelles ou accidentelles. La strategie actuellement dominante privilegie la premiere conception de la surete. Elle supprime l'initiative humaine au profit des dispositifs techniques et reglementaires. La these propose de completer cette strategie dominante par une strategie secondaire consistant a gerer la surete a partir du mode de fonctionnement effectif des ressources qui composent la salle de commande lorsqu'elle est confrontee a des situations imprevues. Une telle demarche suppose une modification de la representation de la place et du role de l'homme dans les organisations complexes a risquesNuclear power plants are part of + high reliability organizations ;. Nonetheless, once a certain stage has been reached, how can higher level of safety be enhanced ? the thesis attempts to anwer this question by means of case study based on observations of normal operations in control rooms. The concepts of sensemakmg (k. Weick, 1995) and agencement organisationnel (j. Girin, 1995) have been used and mixed to analyze our field work. Safety depends on the capacity to anticipate any incident or accident that might arise. But safety also means being able to deal with unexpected situations potentially dangerous. The strategy developped up to now relies on the first approach. It replaces human initiative by instructions and technical devices. The thesis suggests completing the present strategy by an other, based on the second approach. Safety must be ensured by the way human factors and other resources in the control room make sense of unexpected situations. Such a strategy supposes to modify the traditional representation of human beings in complex and risky organizations
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Elain, Lannick. "Contribution à l'optimisation de la purification chimique et radiochimique du fluide primaire des centrales nucléaires à eau sous pression." Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 2004. http://www.theses.fr/2004ECAP0961.
Full textAbstract:
Le fluide primaire des réacteurs à eau sous pression est épuré en permanence au moyen d’un dispositif, composé de filtres et de déminéraliseurs garnis de résines échangeuses d’ions (REI), situé dans le circuit de contrôle chimique et volumétrique (RCV). L'étude des mécanismes de rétention des radiocontaminants par les REI implique, en premier lieu, de connaître la spéciation du fluide primaire percolant au travers des déminéraliseurs. Des calculs de spéciation théorique du fluide primaire ont été réalisés sur la base de compositions connues du fluide primaire et grâce à l'emploi d’un code de spéciation chimique adapté. Une étude complémentaire, dédiée au comportement de l'élément Ag, réputé mal extrait, suggère l’existence d'agrégats métalliques générés par la réduction radiolytique des ions Ag+. Une analyse des courbes de purification des éléments Ni, Fe, Co, Cr, Mn, Sb et de leurs principaux radioisotopes, relatives aux mises en arrêt à froid (MAF) de Fessenheim 1-cycle 20 et Tricastin 2-cycle 21, a été menée, à la lumière d’un modèle fondé sur le concept d'un couplage terme source–terme puits. Puis, une modélisation thermodynamique des phénomènes d'échange d'ions en colonne a été établie. La formation des fronts de permutation et des zones d’enrichissement prévus a été validée par des expériences d’analyse frontale de fluides synthétiques (mélanges de Ni(B(OH)4)2, LiB(OH)4 et AgB(OH)4 en milieu B(OH)3)), et de fluide réel au cours de la mise en service du dispositif pilote mini-RCV lors de la MAF de Tricastin 2. De nouveaux outils sont ainsi proposés, ouvrant la voie à une gestion optimisée des déminéraliseurs et à une interprétation plus complète du REX disponibleThe primary coolant of pressurised water reactors is permanently purified thanks to a device, composed of filters and the demineralizers furnished with ion exchange resins (IER), located in the chemical and volume control system (CVCS). The study of the retention mechanisms of the radiocontaminants by the IER implies, initially, to know the speciation of the primary coolant percolant through the demineralizers. Calculations of theoretical speciation of the primary coolant were carried out on the basis of known composition of the primary coolant and thanks to the use of an adapted chemical speciation code. A complementary study, dedicated to silver behaviour, considered badly extracted, suggests metallic aggregates existence generated by the radiolytic reduction of the Ag+ ions. An analysis of the purification curves of the elements Ni, Fe, Co, Cr, Mn, Sb and their principal radionuclides, relating to the cold shutdown of Fessenheim 1-cycle 20 and Tricastin 2-cycle 21, was carried out, in the light of a model based on the concept of a coupling well term–source term. Then, a thermodynamic modelling of ion exchange phenomena in column was established. The formation of the permutation front and the enrichment zones planned was validated by frontal analysis experiments of synthetic fluids (mixtures of Ni(B(OH)4)2, LiB(OH)4 and AgB(OH)4 in medium B(OH)3)), and of real fluid during the putting into service of the device mini-CVCS at the time of Tricastin 2 cold shutdown. New tools are thus proposed, opening the way with an optimised management of demineralizers and a more complete interpretation of the available experience feedback
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Socié, Adrien. "Modélisation chimio-mécanique de la fissuration de matériaux cimentaires : vieillissement et tenue des enceintes de confinement des centrales nucléaires." Thesis, Montpellier, 2019. http://www.theses.fr/2019MONTS102.
Full textAbstract:
L'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) s'intéresse à l'étude des réactions de gonflement interne, dont les Réactions Sulfatiques, et à leur impact sur l'évolution des propriétés du matériau cimentaire. Les Réactions Sulfatiques sont caractérisées par la précipitation de l'ettringite, dans les pores du matériau durci entraînant des gonflements locaux et une fissuration par déformations différentiées. Les fissures créées constituent alors le lieu privilégié de la précipitation d'ettringite et accélèrent le transport des espèces chimiques au sein du milieu poreux. La modification locale des phénomènes de transport induit une accélération de la dégradation du matériau.Ce travail de thèse modélise à l'échelle mésoscopique d'une collection de granulats, le gonflement du béton par les Réactions Sulfatiques et la cinétique de dégradation. Un modèle chimio-mécanique basé sur une description du transport réactif (diffusion d'espèces et réactions chimiques) et mécanique (Modèle de Zones Cohésives) dans un milieu poreux fissuré est proposé et résolu à l'aide d'un couplage étagé générique.Les paramètres chimiques et mécaniques initiaux sont estimés par un calcul d'hydratation et d'homogénéisation analytique.La modélisation chimio-mécanique tridimensionnelle est validée de façon modulaire et appliquée aux Réactions Sulfatiques Externe et Interne. Les effets de la composition du béton et des conditions environnementales chimiques sur la cinétique d'expansion et le faciès de rupture sont étudiés. Les applications mettent en évidence l'influence des granulats et des fissures dans la répartition spatiale inhomogène des zones de précipitation de l'ettringite et les contraintes de gonflement associéesThe French "Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire" (IRSN) conducts researches on the impact of internal swellings reactions on concrete, such as Sulfate Reactions. Such reactions are characterized by the precipitation of ettringite which induces swellings and cracks by differential strain. These cracks are preferential location for ions diffusion and further ettringite precipitations.The aim of the study is to model the degradation of a mature material by ettringite pressure at the aggregate scale.A chemo-mechanical model based on a coupling between reactive transport (species diffusion and chemical reactions) and mechanics in cracked porous medium is developed and is solved with a generic staggered approach.The initial microstructure and poro-mechanical and diffusion parameters are estimated by hydration computing and analytical homogenization.The coupled chemo-mechanical model is validated and then applied to Sulfate External and Internal Attack.The impact of the concrete composition and the chemical environments on the swelling kinetics and crack path is taken into account. Furthermore, our simulations highlight the influences of inclusions and cracks on the inhomogeneous spatial distribution of precipitation areas of ettringite and associated swelling stress
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Reviron, Nanthilde. "Étude du fluage des bétons en traction : application aux enceintes de confinement des centrales nucléaires à eau sous pression." Cachan, Ecole normale supérieure, 2009. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00457486/fr/.
Full textAbstract:
Les objectifs de la thèse sont d’étudier expérimentalement et d’effectuer des simulations numériques du comportement différé du béton. La principale application concerne la prédiction du comportement des enceintes de confinement de centrales nucléaires (REP) dans le cas des épreuves décennales et accidentelles. Afin de répondre à ces besoins industriels, il est nécessaire de caractériser le comportement du béton en traction uniaxiale. Ainsi, une importante étude expérimentale du fluage en traction sur des bétons âgés de 90 jours, chargés pendant trois jours (durée des épreuves décennales) a été menée pour différents niveaux de contrainte (50 à 90 % de la résistance). Plusieurs essais ont été réalisés : mesure des propriétés élastiques, des résistances en compression et en traction directe, suivi du séchage, du retrait, du fluage propre et du fluage de dessiccation en traction directe. Des essais en compression ont permis de mettre en évidence une différence importante entre le fluage en compression et en traction. De plus, une diminution de la résistance en traction après les essais en dessiccation a été observée, ainsi qu’une rupture prématurée pour des niveaux de chargement importants lors du fluage en traction. Un modèle numérique a été proposé et développé dans le code de calcul aux éléments finis Cast3mThe aim of this work is to study experimentally and to conduct numerical simulations on the creep of concrete subjected to tensile stresses. The main purpose is to predict the behaviour of containment vessels of nuclear power plants (PWR) in the case of decennial test or accident. In order to satisfy to these industrial needs, it is necessary to characterize the behaviour of concrete under uniaxial tension. Thus, an important experimental study of tensile creep in concrete has been performed for different loading levels (50%, 70% and 90% of the tensile strength). In these tests, load was kept constant during 3 days. Several tests were performed: measurements of elastic properties and strength (in tension and in compression), monitoring of drying, shrinkage, basic creep and drying creep strains. Moreover, compressive creep tests were also performed and showed a difference with tensile creep. Furthermore, decrease of tensile strength and failure under tensile creep for large loading levels were observed. A numerical model has been proposed and developed in Cast3m finite element code
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Becquet, Erwan. "Spécification et prototypage d'une messagerie industrielle à contraintes temporelles orientée objets et composants." Paris, CNAM, 2006. http://www.theses.fr/2006CNAM0514.
Full textAbstract:
Ce travail a pour origine une constatation et l'état d'un vrai besoin en ce qui concerne les applications de contrôle-commande dans le domaine de la production d'énergie. Un état de l'art a été réalisé via des études de faisabilité chez EDF R&D Chatou sur le remplacement des systèmes de contrôle-commande en centrales. Cette étude a mis en évidence le besoin d'une solution à base de composants sur étagère et qui pourrait être déployée à tous les niveaux de l'architecture (intra-centre de productions et inter-centres) afin d'améliorer l'interopérabilité, l'évolutivité et la pérennitéThis work is based on a fact and the discovering of a real need in the domain of the control-command applications for energy production. A state of the art has been made and knowledge has been taken, when doing a study in the EDF Research & Development center of Chatou, about the possible replacement of actual control commands proprietary solutions in electric production centers. This study shows the need for a solution based on COTS (component off the shelf) and which could be installed at every architecture level (in the production centers and between them). Thus, we could improve interoperability, evolutivity, openness and perennity
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Bion, Thierry. "Modélisation des effets singuliers induits dans les composants électroniques par les protons rapides de l'environnement spatial." Toulouse, ENSAE, 1989. http://www.theses.fr/1989ESAE0006.
Full textAbstract:
Une considération importante dans la miniaturisation des composants électroniques est le phénomène d'effets singuliers (alea logique, effet thyristor), associé aux flux de radiations présents dans l'espace. Il constitue un problème crucial pour les systèmes informatiques embarqués à bord de véhicules spatiaux et son importance va de pair avec l'exigence d'une intégration toujours croissante des composants. Dans ce domaine, la contribution des protons est particulierement significative, notamment pour des engins évoluant sur les orbites les plus exposées. Ce travail présente une méthode permettant d'évaluer rapidement et avec une bonne précision la sensibilité d'un composant soumis à un environnement protonique quelconque. Le modèle de prédiction des taux d'anomalies en orbite, basé sur une simulation des réactions nucléaires proton-silicium, a l'avantage de n'utiliser qu'un seul type de données d'entrée, à savoir les résultats de mesures des sections efficaces en fonction du pouvoir d'arrêt des ions lourds. Ces données, indispensables en matière de caractérisation des circuits électroniques en ambiance spatiale, ont fait l'objet de nombreuses campagnes d'irradiations au sol (accélérateur) et sont largement exploitables dans la littérature. Les estimations de l'auteur sont en bon accord (de l'ordre d'un facteur deux) avec des données disponibles recueillies en vol. Les différents résultats obtenus confirment la nécessité de prendre en compte sérieusement les effets indirects associés aux protons dans l'étude des systèmes spatiaux présents et futurs.
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Tantolin, Christian. "Refroidissement de composants électroniques de puissance par immersion dans un fluide diélectrique : étude des échanges par ébullition-condensation-convection." Lyon, INSA, 1994. http://www.theses.fr/1994ISAL0053.
Full textAbstract:
Dans le domaine ferroviaire, les composants électroniques de puissance, places dans une cuve étanche et ailetée, sont refroidis par ébullition d'un fluide diélectrique: R113 ou FC72. La vapeur générée se condense sur la paroi de la cuve refroidie extérieurement par une convection forcée d'air. Dans un tel système, de nombreux modes de transfert thermique interviennent: ébullition confinée pour les semi-conducteurs, condensation sur la paroi interne ailetée du tube, échange convectif, d'une part entre la paroi et l'air externe, d'autre part entre la paroi et le fluide diélectrique. De plus, il y a interaction entre le jet diphasique issu des semi-conducteurs et le fluide environnant. Cette interaction modifie les mouvements convectifs dans la cuve et donc l'échange convectif interne entre le liquide et la paroi. Tous ces phénomènes étant couples, l'étude de l'échange thermique global est complexe. Une étude expérimentale a permis de dégager les paramètres qui ont le plus d'influence sur les performances thermiques du système. Par ailleurs, différents modèles élémentaires, un pour chaque mode de transfert, ont été développés puis couples afin d'établir un modèle de fonctionnement thermique d'une cuve. La concordance entre les résultats théoriques et expérimentaux est assez bonne. Avec le modèle, l'influence thermique résultant de la modification d'un paramètre est conforme à l'expérience, par conséquent, ce modèle sera très utile lors de la phase de conception d'une cuveIn railways traction, power electronic components are cooled with boiling of a dielectric fluid (Rl 13 or FC72) inside a finned sealed tank. Vapour is condensed on the tank wall which is cooled by an external air-flow. In such a system, many heat transfer mechanisms occur : confined boiling for the components, condensation on the internal finned wall, convective heat transfer between the wall and the external air flow and between the wall and the enclosed liquid. Furthermore, the interaction between the two-phase jet issuing from the heat sources and the enclosed liquid influences the convective flows in the tank, and then influences the convective heat transfer. As each mechanism depends on the other, the heat transfer study in the tank is complex. A experimental study allows the identification of the main parameters influencing the thermal performance of the system. Moreover, several models were developed (one for each heat transfer mechanism) in order to establish a global model of the tank. The agreement between theoretical and experimental results is good. Furthermore, the thermal effects due to the modification of a parameter are the same for the model and the experiment, thus this model can be used for the design of the tank
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Doan, Dinh-Trung. "Comportement et rupture d'alliages de zirconium des crayons de combustible dans les centrales nucléaires en situation accidentelle de type RIA." Paris, ENMP, 2009. http://www.theses.fr/2009ENMP0022.
Full text
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Benboudjema, Farid. "Modélisation des déformations différées du béton sous sollicitations biaxiales : application aux enceintes de confinement de bâtiments réacteurs des centrales nucléaires." Marne-la-Vallée, 2002. http://www.theses.fr/2002MARN0152.
Full textAbstract:
La prédiction des déformations différées est d’une très grande importance pour l’étude de la durabilité et de l’aptitude au fonctionnement à long terme des structures en béton (ponts, enceintes de confinement de bâtiments réacteurs des centrales nucléaires, etc. ). En effet, elles peuvent être à l’origine de la fissuration, de pertes de précontrainte, d’une redistribution des contraintes et même, plus rarement, de la ruine de l’ouvrage. L’objectif de ce travail est alors de développer des outils de calcul numérique, capable de prédire le comportement différé de structures en béton. Pour cela, un nouveau modèle hydromécanique du béton est développé, intégrant la description des phénomènes de séchage, de retrait, de fluage et de fissuration. La modélisation du retrait de dessiccation est basée sur une approche unifiée du fluage et du retrait. Les modèles de fluage propre et de fluage de dessiccation sont basés sur des mécanismes hysico-chimiques plausibles, se produisant à différentes échelles d’observation de la pâte de ciment. Le modèle de fluage propre est associé à la micro-diffusion de l’eau adsorbée entre la porosité interhydrates et intrahydrates et la porosité capillaire, et au glissement des feuillets de C-S-H à l’échelle des nanopores. Le fluage de dessiccation est induit par la micro-diffusion de l’eau adsorbée à différentes échelles de porosité sous l’effet d’une sollicitation mécanique et hydrique combinée. Le retrait de dessiccation résulte, en effet, de la déformation élastique et différée du squelette solide, sous les effets de la pression capillaire et de la pression de disjonction. Le comportement mécanique du béton fissuré est modélisé en utilisant le formalisme de l’élastoplasticité endommageable orthotrope. La combinaison de ces phénomènes est effectuée dans le cadre de la mécanique des milieux poreux non saturés, en s’appuyant sur le concept des contraintes effectives. Ce modèle a été incorporé dans un code de calcul aux éléments finis. L’analyse du comportement différé d’éprouvettes et de structures en béton et en béton précontraint, soumises à des sollicitations hydriques et mécaniques combinées, est alors présentéeThe prediction of delayed strains is of crucial importance for durability and long-term serviceability of concrete structures (bridges, containment vessels of nuclear power plants, etc. ). Indeed, creep and shrinkage cause cracking, losses of pre-stress and redistribution of stresses, and also, rarely, the ruin of the structure. The objective of this work is to develop numerical tools, able to predict the long-term behavior of concrete structures. Thus, a new hydro mechanical model is developed, including the description of drying, shrinkage, creep and cracking phenomena for concrete as a nonsaturated porous medium. The modeling of drying shrinkage is based on an unified approach of creep and shrinkage. Basic and drying creep models are based on relevant chemo-physical mechanisms, which occur at different scales of the cement paste. The basic creep is explicitly related to the micro-diffusion of the adsorbed water between interhydrates and intrahydrates and the capillary pores, and the sliding of the C-S-H gel at the nano-porosity level. The drying creep is induced by the micro-diffusion of the adsorbed water at different scales of the porosity, under the simultaneous effects of drying and mechanical loadings. Drying shrinkage is, therefore, assumed to result from the elastic and delayed response of the solid skeleton, submitted to both capillary and disjoining pressures. Furthermore, the cracking behavior of concrete is described by an orthotropic elastoplastic damage model. The coupling between all these phenomena is performed by using effective stresses which account for both external applied stresses and pore pressures
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Benoist, Bruno. "Système expert d'analyse automatique des signaux de défauts lors du contrôle non destructif des générateurs de vapeur des centrales nucléaires." Compiègne, 1990. http://www.theses.fr/1990COMPD304.
Full textAbstract:
L'analyse automatique des signaux de défauts des tubes de G. V. Par la technique des courants de Foucault multifréquence est souvent inefficace à cause du bruit de fond. La première étape est d'utiliser une méthode qui permet l'élimination du bruit de fond : l'interpolation adaptative. Grâce à cette méthode, une analyse complète des signaux peut être réalisée en tenant compte des informations contenues dans toutes les voies d'acquisition (voies brutes, voies de combinaisons de fréquences). En corrélant ces informations, on classe les défauts en deux types : les défauts simples (symétriques), les défauts multiples (plusieurs défauts à la même place). La seconde étape consiste à utiliser un système expert qui fournit un diagnostic fiable quel que soit le type de défaut à interpréter. On décrit, d'une part le générateur des systèmes experts (SUPER), et d'autre part la base de connaissance et les outils spécifiques à cette application (SOCRATE). Les premiers résultats obtenus avec des signaux correspondant à des défauts réels sont présentés et discutés. Le système expert s'est révélé efficace dans tous les cas étudiés, même avec des signaux dans un environnement très bruitéAutomatic analysis, by computer, of defect signals in steam generator tubes, based on Eddy current multifrequency technique, is must often inefficient due to "pilgrim noise". The first step is to use a method that allows us to eliminate the noise : the adaptative interpolation. Thanks to this method, which ensures reliable data on each channel, the analysis can be realised by taking into account the data corresponding to each basic or mixed channel. By correlating these diverse data, we can class the signals according to three types of defects : single defects (symmetrical), multiple defects (several in the same place). The second step is to use an expert system which allows a reliable diagnosis for whatever family the defect belongs to. According to this classification, analysis is continued and results in the characterisation of the defect. The expert system has already been developed with the general purpose application expert system shell SUPER, which is briefly described. The knowledge base (SOCRATE) and the specific tools developed for this application are thoroughly described. The first results obtained with signals corresponding to real defects, that have been recorded in different places, are presented and discussed. The expert system is revealed efficient in aIl the studied cases, even with signals obtained in very noisy environments
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Bourrier, Mathilde. "Une analyse stratégique de la fiabilité organisationnelle : organisation des activités de maintenance dans quatre centrales nucléaires en France et aux Etats-unis." Paris, Institut d'études politiques, 1996. http://www.theses.fr/1996IEPP0039.
Full textAbstract:
L'objet de cette thèse est d'étudier la manière dont les employés de quatre sites nucléaires, en France et aux Etats-unis travaillent à la réalisation d'une vaste révision annuelle de maintenance, appelée "arrêt de tranche". Son propos théorique est de comprendre comment et pourquoi, dans un contexte de régulation et de prescription motivés par les risques intrinsèques de la technologie utilisée (le nucléaire), qui entrent en conflit avec les nécessités économiques de l'exécution et de la performance, émergent des comportements très variables de suivi des procédures ou au contraire "d'arrangement". A cette diversité, la thèse offre une explication unique qui permet de relier les stratégies et les "inventions sociales" (les "social inventions" chères a Whyte, 1984) développés par les acteurs avec les contextes organisationnels qui, selon nous, déterminent les conditions d'occurence des différentes solutions d'organisationThe purpose of this dissertation is to study how plant personnels from four different nuclear power plants, in France and in the U. S manage to perform a huge and complex maintenance revision, called a scheduled outage. The theoretical perspective aims at understanding how and why, in a highly prescriptive and regulated industry, motivated by the intrinsic risks of the technology (nuclear), which tend to be in conflict with the economic and performance requirements, one can observe a diverse range of behaviors : from compliance to deviation. Confronted with this puzzle, the dissertation wants to offer a unique explanation, which allows to knit together actors strategies and "social inventions" (Whyte, 1984), with organizational contexts, which to our opinion determine the circumstances under which the various organizational solutions and options emerge
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Cossic, Antoine. "Les aspects neutroniques du pilotage des réacteurs à eau légère sous pression en régime de transitoire de puissance." Paris 11, 1985. http://www.theses.fr/1985PA112008.
Full textAbstract:
Le but que nous nous fixons est de qualifier le code de diffusion CRONOS pour un transitoire de puissance en pilotage mode gris. Nous avons tout d’abord établi un schéma général de calcul axial et étudié les phénomènes physiques importants : oscillation xénon, absorption des barres grises, modélisation des fuites radiales, effet des conditions initiales en Iode et Xénon. Par la suite, nous avons effectué un calcul tridimensionnel CRONOS dont les résultats, confrontés à une expérience de pilotage sur le REP 900 TRICASTIN 3, sont très satisfaisants. La dernière partie montre que les résultats de la modélisation axiale qui utilise des calculs CRONOS à une dimension, sont cohérents avec le calcul à trois dimensionsThe purpose of this thesis is to qualify the CRONOS diffusion code on a load transient in grey mode control. First of all, we have established a general axial calculational model and studied the important physical phenomena: xenon oscillation, grey rods absorption, radial leaks modelling, effect of the initial conditions in Iodine and Xenon. In a second stage, a three-dimensional calculation has been performed, the results of which have been compared to a PWR 900 TRICASTIN 3 experiment and have been in good agreement. In the last part, we show that the results of the axial model using one-dimensional CRONOS calculations are quite consistent with the three-dimensional calculation
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Grassaud, Alain. "La formation des personnels dans un milieu industriel à "haut risque technologique" : enquête socianalytique sur les pratiques de tutorat et de compagnonnage dans la formation des rondiers des centrales nucléaires." Paris 8, 2000. http://www.theses.fr/2000PA081820.
Full textAbstract:
@Cette thèse a pour objet la formation du personnel dans l'industrie à "haut risque technologique", et plus particulièrement la formation des rondiers participant à la conduite des réacteurs nucléaires d'Electricité de France (EDF). Elle repose principalement sur un travail d'enquête "socianalytique" concernant les pratiques de tutorat et de compagnonnage, réalisé dans des Centrales Nucléaires de production d'électricité (CNPE) de septembre 1994 à septembre 1995. . . .
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Narbey, Marie-France. "Mesure de pression et de composition des gaz de fission dans les crayons combustibles des centrales à réacteurs à eau pressurisée par méthode acoustique." Montpellier 2, 2000. http://www.theses.fr/2000MON20011.
Full textAbstract:
Le travail presente dans le memoire concerne des aspects du fonctionnement des generateurs nucleaires. Ce travail est motive par des raisons de securite et recouvre des implication de gestion du combustible. L'objectif de cette etude est de proposer une methode non destructive de la mesure de la pression interne du crayon et de l'analyse de la composition des gaz qu'il renferme. Elle doit permettre d'ameliorer la securite et d'accroitre la duree de vie des crayons combustibles. Le premier chapitre rappelle le principe de fonctionnement d'un reacteur nucleaire. Le deuxieme est consacre aux procedes deja existants. Si l'acoustique est aujourd'hui la methode non destructive la mieux adaptee, les etudes precedentes ont demontre que les possibilites offertes l'acoustique ne sont pas totalement satisfaisantes. Le principe d'un capteur specifique est presente dans le troisieme chapitre. Deux modes d'exploitation du capteur sont envisages afin de pouvoir evaluer ulterieurement leur capacite a delivrer des signaux contenant des informations pertinentes. Dans le quatrieme chapitre sont presentees les relations thermodynamiques permettant de constituer un modele de l'evolution de la vitesse de propagation des ondes ultrasonores en fonction de la pression et de la composition du melange gazeux. Enfin, dans le dernier chapitre sont regroupes les resultats experimentaux et des perspectives sont presentees. En conclusion, les resultats obtenus apportent un reponse partielle au probleme industriel pose mais offrent des perspectives prometteuses afin de le resoudre completement.
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Le, Quoc Viet. "Modélisation multi-échelle des matériaux viscoélastiques hétérogènes : application à l'identification et à l'estimation du fluage propre de bétons d'enceintes de centrales nucléaires." Phd thesis, Université Paris-Est, 2008. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00468616.
Full textAbstract:
Le béton se présente comme un matériau constitué de granulats, jouant le rôle d'inclusions, enchâssés dans une matrice correspondant à la pâte de ciment hydraté. A l'échelle de la pâte, l'hydratation du ciment génère un milieu multiphasique, constitué d'un squelette solide et de pores remplis ou partiellement remplis d'eau selon leur taille. Le composant principal du squelette solide est le gel de C-S-H, les autres composants étant de nature cristalline. La qualification de gel du composant C-S-H est liée à sa nanostructure dont la schématisation la plus admise consiste en une phase aqueuse adsorbée, en sandwich avec des feuillets solides de nature cristalline. Il est bien admis que la structure du C-S-H est à l'origine de son comportement viscoélastique et donc de celui du béton. Ce comportement viscoélastique peut s'expliquer par un réarrangement de sa nanostructure sous l'effet des contraintes mécaniques appliquées à l'échelle macroscopique. La modélisation macroscopique du fluage du béton ne permet pas d'expliquer la variabilité du fluage d'une formulation de béton à une autre. En effet, les paramètres des modèles macroscopiques ne peuvent être identifiés que par l'analyse de résultats expérimentaux obtenus par des essais réalisés sur des éprouvettes de béton. Ces paramètres ne sont valables que pour une formulation donnée. L'identification de ces paramètres conduit donc à des programmes expérimentaux très coûteux et ne fournit pas suffisamment d'informations sur la sensibilité des paramètres macroscopiques à la variabilité des caractéristiques mécaniques et morphologies des constituants. Dans ce travail, on suppose qu'il existe une échelle microscopique à laquelle les mécanismes moteurs du fluage ne sont pas impactés par la formulation du béton. A cette échelle, celle du C-S-H, les propriétés viscoélastiques peuvent être considérées avoir un caractère intrinsèque. L'influence de la formulation ne concerne alors que les concentrations des différents hydrates. Trois approches, analytiques, semi-analytiques et numériques sont alors proposées pour estimer, par une homogénéisation multi-échelle, les propriétés viscoélastiques macroscopiques du béton à partir des propriétés de ses constituants ainsi qu'à partir de sa microstructure. Ces approches sont basées sur l'extension des schémas d'homogénéisation élastique au cas viscoélastique au moyen du principe de correspondance qui utilise la transformée de Laplace-Carson. Les propriétés effectives sont alors déterminées directement dans l'espace de Carson. Par la suite, celles dans l'espace temporel sont obtenues par la transformée inverse. Les approches proposées apportent des solutions aussi bien dans un cadre général que sous certaines hypothèses restrictives : coefficient de Poisson viscoélastique microscopique ou macroscopique constant, module de compressibilité constant. Sur le plan théorique, deux schémas d'homogénéisation ont été étudiés : le schéma de Mori-Tanaka, basé sur le problème de l'inclusion d'Eshelby, et le schéma auto-cohérente généralisé basé sur la neutralité énergique de l'inclusion. Les résultats obtenus montrent que sous ces hypothèses restrictives, le spectre macroscopique se présente comme une famille de sous ensembles de temps caractéristiques bornés par les temps caractéristiques microscopiques. Par ailleurs, les propriétés thermodynamiques, de croissance monotone et de concavité, des fonctions de retard macroscopiques ne sont préservées par l'homogénéisation que sous certaines conditions de compatibilité des spectres microscopiques. Sur le plan pratique, les méthodes développées ont été appliquées pour construire la complaisance de fluage propre macroscopique du béton en connaissant les données communes de toutes sortes de bétons et celles correspondant à une formulation donnée. Les résultats expérimentaux disponibles sont alors exploités pour analyser le caractère intrinsèque des propriétés viscoélastiques à l'origine du fluage du béton
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Volat, Ludovic. "Développement d’une méthode stochastique de propagation des incertitudes neutroniques associées aux grands coeurs de centrales nucléaires : application aux réacteurs de génération III." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0330/document.
Full textAbstract:
Les réacteurs nucléaires de génération III s'inscrivent dans la continuité des réacteurs à eau sous pression actuels, tout en présentant un certain nombre d'améliorations en terme de sûreté, de rendement et d'environnement.Parmi les caractéristiques de ces réacteurs, la taille importante du coeur et l'utilisation d'un réflecteur lourd se traduisent par une meilleure efficacité neutronique et une meilleure protection de la cuve.Du fait de leur grande taille, le risque de basculement de la nappe de puissance neutronique est exacerbé. Le basculement est donc un paramètre d'intérêt à prendre en compte dans les études de sûreté. Par ailleurs, le calcul de l'incertitude associée à la nappe de puissance neutronique est difficilement atteignable par les méthodes déterministes actuellement implémentées dans les codes de neutronique.Ce travail de thèse a donc porté sur le développement d'une méthode stochastique innovante de propagation des incertitudes neutroniques. Tout en étant basée sur des résultats probabilistes, elle tire parti de la puissance croissante des moyens de calcul informatique afin de parcourir tous les états du réacteur statistiquement prévus.Après avoir été validée, cette méthode a été appliquée à un benchmark de grand coeur de l'OCDE/AEN avec des valeurs de covariances issues d'une analyse critique. Ainsi, pour ce système, l'incertitude associée au facteur de multiplication effectif des neutrons keff $(1\sigma)$ vaut 638 pcm . Par ailleurs, le basculement total vaut 8.8 \% $(1\sigma)$, et l'incertitude maximale associée à l'insertion d'un groupe de barres absorbantes utilisées pour son pilotage vaut 11~\% $(1\sigma)$Generation III Light Water Reactors undoubtedly follow design guidelines comparable to those of current PWRs. Furthermore, they take advantage of enhanced features in terms of safety, energy efficiency, radiation protection and environment. Then, we talk about an evolutionary approach. Amongst those improvements, the significant size and the use of a heavy reflector translate into a better neutronics efficacy, leading to intrinsic enrichment benefits then to natural uranium profits. They contribute to the core vessel preservation as well.Because of their large dimensions, the neutronic bulge of this kind of reactors is emphasized. Therefore, it is a parameter of interest in the reactor safety studies. Nevertheless, the uncertainty related to the radial power map is hardly reachable by using the numerical methods implemented in the neutronics codes.Given the above, this PhD work aims to develop an innovative stochastic neutronics uncertainties propagation method. By using recent probabilistic results, it makes good use of the growing calculation means in order to explore all the physical states of the reactor statiscally foreseen.After being validated , our method has been applied to a reactor proposed in the framework of a large core OECD/NEA international benchmark with carefully chosen covariances values. Thus, for this system, the uncertainties related to the keff reaches 638~pcm $(1\sigma)$. What is more, the total bulge equals 8.8~\% $(1\sigma)$ and the maximal uncertainty related to the insertion of a group of control rods reaches 11~\% $(1\sigma)$
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Ho, Anh Dung. "Contribution a l'étude de supports logiciels de base de données pour un système de diagnostic applique aux centrales électronucléaires." Paris 7, 1985. http://www.theses.fr/1985PA07F064.
Full textAbstract:
Description d'une centrale à eau pressurisée. Système de surveillance et d'aide au diagnostic de défaut en ligne. Modélisation du fonctionnement et plan de contrôle du processus ; application à la fonction «inventaire en eau». Principes de structuration et du traitement de données.