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VOID REACTIVITY [15 fiches]

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Liste alphabétique des termes

Fiche 1 2026-03-18

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Emergency Management
CONT

The large-break loss of coolant accident(LBLOCA) is a design basis accident(DBA) in CANDU [Canadian deuterium uranium] reactors that is postulated to occur as a result of an instantaneous failure of a large diameter pipe in the heat transport system. Due to the positive coolant void reactivity characteristic of CANDU reactors, LBLOCA is characterized by a power excursion... LBLOCA involves simultaneous degradation of cooling capability and fast positive reactivity insertion, due to rapid core voiding.

Terme(s)-clé(s)
  • large-break LOCA

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Gestion des urgences
CONT

APRP de type grosse brèche. Ce type de transitoire est rapide, il dure de l'ordre de 200 s [secondes]; il conduit à une brusque chute de la pression du fluide dans le circuit primaire et à un dénoyage total du cœur. Du point de vue thermohydraulique, le scénario de cet accident peut être décomposé en trois phases, à savoir la dépressurisation et la vidange totale, le remplissage du fond de cuve et le renoyage du cœur. Dès l'ouverture de la brèche, supposée quasi instantanée, le circuit primaire se vide rapidement dans l'enceinte de confinement, ce qui entraîne l'arrêt automatique du réacteur (AAR) puis le démarrage du système RIS [système d'injection de sécurité] du fait de l'atteinte d'un seuil de très basse pression dans le pressuriseur.

OBS

Les transitoires d'APRP [accident de perte de réfrigérant primaire] sont consécutifs à des brèches postulées sur la tuyauterie primaire principale de diamètre compris entre 1 et 14 pouces pour les brèches intermédiaires (BI) et supérieurs à 14 pouces pour les grosses brèches (GB).

Espagnol

Conserver la fiche 1

Fiche 2 2017-04-13

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
CONT

The reactor involved in the Chernobyl nuclear accident was a 1, 000-MWe(3, 200-MWt) RBMK, a boiling-water pressure-tube, graphite moderated power reactor that was developed and operated in the former Soviet Union. Because of the pressure-tube design using water as coolant within channels in the graphite moderator, RBMK reactors have a significant positive void coefficient of reactivity in which a reduction in the coolant density results in an increase in the system reactivity due to a reduction in neutron absorption by the coolant.

Français

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
CONT

En partie basse de certains canaux de combustible, l'enthalpie du combustible a atteint les niveaux critiques pour la dispersion du combustible [...] Ce phénomène a été aggravé par l'apparition d'un coefficient de vide positif, la vapeur d'eau formée contribuant à propager l'augmentation de la densité de puissance à l'ensemble du cœur.

Espagnol

Conserver la fiche 2

Fiche 3 2015-01-19

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

The partial derivative of reactivity with respect to the volume fraction of voids in a specified location.

OBS

void coefficient: term and definition standardized by ISO in 1997.

OBS

void coefficient of reactivity : term standardized by ISO in the 921 standard published in 1972 but not included in the 1997 version.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
DEF

Dérivée partielle de la réactivité par rapport à la fraction du volume des vides en un endroit déterminé.

OBS

coefficient de vide : termes et définition normalisés par l'ISO en 1997.

Espagnol

Conserver la fiche 3

Fiche 4 2014-04-25

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The effect of changes in certain reactor parameters(such as power, temperature, pressure or void fraction) on the reactivity of the reactor.

OBS

reactivity feedback: term and definition standardized by ISO in 1997.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Effet des variations de certains paramètres d'un réacteur (tels que puissance, température, pression ou fraction de vide) sur sa réactivité.

OBS

contre-réaction de réactivité : terme et définition normalisés par l'ISO en 1997.

OBS

contre-réaction de réactivité : terme publié au Journal officiel de la République française le 21 décembre 2013.

Espagnol

Conserver la fiche 4

Fiche 5 2013-12-12

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The control of a boiling water reactor by changing the coolant flow, which affects the reactivity through the void coefficient.

OBS

pump control: term and definition standardized by ISO in 1997.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Commande d'un réacteur à eau bouillante par modification du débit de fluide de refroidissement, ce qui affecte la réactivité par le coefficient de vide.

OBS

commande par le débit : terme et définition normalisés par l'ISO en 1997.

Espagnol

Conserver la fiche 5

Fiche 6 2011-12-22

Anglais

Subject field(s)
  • Mathematics
  • Nuclear Fission Reactors
OBS

A negative void coefficient means that the reactivity decreases as the void content inside [a nuclear] reactor increases-but it also means that the reactivity increases if the void content inside the reactor is reduced.

Français

Domaine(s)
  • Mathématiques
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

[Réacteurs à eau lourde bouillante.] Le coefficient de vide négatif (– 100 p.c.m. [parties pour cent mille] / % de vide autour des valeurs nominales de la puissance et du débit de recirculation) doit être considéré à pression constante.

Espagnol

Conserver la fiche 6

Fiche 7 2011-09-19

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

Low Void Reactivity Fuel(LVRF) involves the implementation of fuel design changes to reduce the positive coolant void reactivity, and as such alleviates the root cause of the problem and therefore enhances the robustness of the Loss of Coolant Accident(LOCA) safety case.

Terme(s)-clé(s)
  • low-void reactivity fuel

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission

Espagnol

Conserver la fiche 7

Fiche 8 2010-12-14

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
DEF

[In nuclear reactors, the] measure of the change in reactivity due to a change in specific coolant parameters, such as density/temperature, pressure or void.

OBS

The coefficients obtained are moderator density/temperature, pressure and void coefficients.

Français

Domaine(s)
  • Physique nucléaire

Espagnol

Conserver la fiche 8

Fiche 9 2008-02-13

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Nuclear Physics
  • Plane Geometry
DEF

Partial derivative of reactivity with respect to the thermal power of a reactor. [Definition standardized by ISO.]

OBS

The power coefficient is the summation of the moderator temperature coefficient of reactivity, the fuel temperature coefficient of reactivity, and the void coefficient of reactivity.

OBS

power coefficient of reactivity: term standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
  • Physique nucléaire
  • Géométrie plane
DEF

Dérivée partielle de la réactivité par rapport à la puissance thermique d'un réacteur. [Définition normalisée par l'ISO.]

OBS

coefficient de puissance : terme normalisé par l'ISO.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Física atómica
  • Física nuclear
  • Geometría plana
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Fiche 10 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

RSP-0217-Investigation into the Role of Pipe Breaks in the Licensing of CANDU Reactors with Positive Void Reactivity Feedback and the Credible Application of Early Detection(Leak-before-Break). This report investigates the frequency of leaking of the reactor cooling systems(RCS).

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

RSP-0217 - Enquête sur le rôle des ruptures de conduites dans l'autorisation des réacteurs CANDU avec contre réaction de réactivité du vide positive et application fondée de la détection précoce (fuite avant rupture). Ce rapport porte sur la fréquence des fuites dans les circuits de refroidissement du réacteur (CRR).

Espagnol

Conserver la fiche 10

Fiche 11 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Positive void reactivity feedback of CANDU reactors causes a fission power pulse after a Large-Break Loss of Coolant Accident(LBLOCA).

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La contre-réaction de réactivité du vide positive dans les réacteurs CANDU entraîne une pointe de puissance de fission après un APRP [accident grave de perte de réfrigérant primaire] dû à une grosse brèche.

Espagnol

Conserver la fiche 11

Fiche 12 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Positive void reactivity feedback of CANDU reactors causes a fission power pulse after a Large-Break Loss of Coolant Accident(LBLOCA).

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La contre-réaction de réactivité du vide positive dans les réacteurs CANDU entraîne une pointe de puissance de fission après un APRP [accident de perte de réfrigérant primaire] dû à une grosse brèche.

Espagnol

Conserver la fiche 12

Fiche 13 - données d’organisme externe 2005-11-10

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

The void coefficient of reactivity is the reactivity change in the core if the heat transport system voids. In a CANDU reactor this reactivity insertion is positive.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Le coefficient de réactivité cavitaire est le changement de réactivité qui survient dans le coeur si le circuit caloporteur expulse le caloporteur. Dans un réacteur CANDU, cette insertion de réactivité est positive.

Espagnol

Conserver la fiche 13

Fiche 14 - données d’organisme externe 2005-10-25

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

The NESTLE code, developed by Professor P. J. Turinsky's group under a contract with DOE, has been recently used to perform CANDU core calculations to assess the void reactivity error allowance under a number of CNSC [Canadian Nuclear Safety Commission] research projects.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Le code NESTLE, élaboré par le groupe du professeur P.J. Turinsky, dans le cadre d'un contrat avec le DOE, a récemment servi à la réalisation de calculs sur la tolérance d'écart de la réactivité du vide dans le cadre d'un certain nombre de projets de recherche de la CCSN, [Commission canadienne de sûreté nucléaire].

Espagnol

Conserver la fiche 14

Fiche 15 - données d’organisme externe 2005-08-25

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

The void reactivity is the change in reactivity for 100% voiding of all coolant channels.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La réactivité cavitaire est le changement de réactivité lors d'une expulsion du caloporteur de 100 % hors de tous les canaux de caloporteur.

Espagnol

Conserver la fiche 15

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