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LOSS COOLANT ACCIDENT [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 2016-11-30

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The Advanced Boiling Water Reactor(ABWR) is an improved design of [a] boiling water reactor. The ABWR was designed by General Electric as their generation III reactor. One chief improvement is that the recirculation pumps and piping are contained inside the reactor pressure vessel, thus making it impossible for them to leak outside of the vessel. Also, in the event of a loss of coolant accident(LOCA), plant response has been fully automated and operator action is not required for 3 days. These and other improvements make the plant significantly safer than previous reactors.

OBS

advanced boiling water reactor; ABWR: term and abbreviation extracted from the “Glossaire de l’énergie nucléaire” and reproduced with permission of the Organisation for Economic Co-operation and Development.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
OBS

réacteur à eau bouillante de type avancé; REB de type avancé : termes extraits du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduits avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.

Terme(s)-clé(s)
  • réacteur de type avancé à eau bouillante
  • réacteur avancé à eau bouillante

Espagnol

Conserver la fiche 2

Fiche 3 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 3

Fiche 4 - données d’organisme externe 2011-02-23

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Power Stations
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
DEF

An accident in which the primary coolant of a nuclear reactor is lost at a rate that exceeds the capability of the make-up system. [Definition standardized by ISO.]

CONT

In the event of a loss-of-coolant accident, the emergency core cooling system maintains the temperature of the fuel at a safe level, preventing rupture of the fuel sheaths and the release of activity.

OBS

Applies to CANDU nuclear reactors.

OBS

loss-of-coolant accident; LOCA : term and abbreviation standardized by ISO.

Terme(s)-clé(s)
  • L.O.C.A.

Français

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

Accident dans lequel le fluide primaire de refroidissement d'un réacteur nucléaire est perdu avec un débit qui dépasse les possibilités du système d'appoint. [Définition normalisée par l'ISO.]

CONT

L'accident de perte du réfrigérant primaire. [...] la rupture du circuit primaire [...] risque de mettre en cause l'intégrité des gaines [...] dont le refroidissement n'est plus assuré de façon normale alors que le coeur du réacteur continue à dégager une puissance résiduelle importante [...]

OBS

accident de perte de réfrigérant primaire; APRP : terme et abréviation normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 4

Fiche 5 2011-02-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

In a PWR [pressurized water reactor], a large thick reinforced or prestressed concrete or steel enclosure surrounding the reactor system and capable of withstanding the pressures and temperatures caused by a LOCA [loss of coolant accident].

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Dans un REP [réacteur à eau sous pression], grande enceinte aux épaisses parois (béton armé, précontraint ou acier) enveloppant le réacteur et capable de résister aux pressions et températures causées par un accident de perte de réfrigérant.

Espagnol

Conserver la fiche 5

Fiche 6 2009-10-07

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A safety system designed to provide small quantities of high pressure water to keep the fuel in the reactor covered in the event of a small-break LOCA [Loss of Coolant Accident].

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Mise en service de l'injection de sécurité haute pression.

Espagnol

Conserver la fiche 6

Fiche 7 - données d’organisme externe 2008-07-02

Anglais

Subject field(s)
  • Industrial Standardization
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

The nuclear industry standard codes for modelling fuel behaviour during normal operation and a LOCA [loss of coolant accident] or LOR [loss of regulation] event are based on a 1D axi-symmetric model of a fuel element, in which the end cap is not modelled in detail.

Français

Domaine(s)
  • Normalisation industrielle
  • Centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Les codes de normalisation de l'industrie nucléaire pour la modélisation du comportement du combustible durant l'exploitation normale et lors d'un APRP [accident de perte de réfrigérant primaire] ou d'une PCR [perte de contrôle de la réactivité] sont fondés sur un modèle axisymétrique des éléments de combustible, dans lequel le bouchon d'extrémité n'est pas modélisé de manière détaillée.

Espagnol

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Fiche 8 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

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

Constrained axial expansion of the fuel string within a CANDU fuel channel is typically associated with fuel heatup after a large break LOCA [loss of coolant accident] or a fast LOR [loss of regulation].

Français

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

La dilatation axiale sous contrainte du chapelet de grappes de combustible dans un canal de combustible CANDU est habituellement associée à une surchauffe du combustible après un APRP [accident de perte de réfrigérant primaire] dû à une grosse brèche, ou après une perte rapide de contrôle de la réactivité (PCR).

Espagnol

Conserver la fiche 8

Fiche 9 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

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

The nuclear industry standard codes for modelling fuel behaviour during normal operation and a LOCA [loss of coolant accident] or LOR [loss of regulation] event are based on a 1D axi-symmetric model of a fuel element, in which the end cap is not modelled in detail.

Français

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

Les codes de normalisation de l'industrie du nucléaire pour la modélisation du comportement du combustible durant l'exploitation normale et lors d'un APRP [accident de perte de réfrigérant primaire] ou d'une PCR [perte de contrôle de la réactivité] sont fondés sur un modèle axisymétrique des éléments de combustible, dans lequel le bouchon d'extrémité n'est pas modélisé de manière détaillée.

Espagnol

Conserver la fiche 9

Fiche 10 - 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 10

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

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Constrained axial expansion of the fuel string within a CANDU fuel channel is typically associated with fuel heatup after a large break LOCA [large loss of coolant accident] or a fast LOR.

Français

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

La dilatation axiale sous contrainte du chapelet de grappes de combustible dans un canal de combustible CANDU est habituellement associée à une surchauffe du combustible après un APRP [accident grave de perte de réfrigérant primaire] dû à une grosse brèche, ou après une perte rapide de contrôle de la réactivité (PCR).

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 2007-11-08

Anglais

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

The nuclear industry standard codes for modelling fuel behaviour during normal operation and a LOCA [loss of coolant accident] or LOR [loss of regulation] event are based on a 1D axi-symmetric model of a fuel element, in which the end cap is not modelled in detail.

Français

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

Les codes de normalisation de l'industrie du nucléaire pour la modélisation du comportement du combustible durant l'exploitation normale et lors d'un APRP [accident de perte de réfrigérant primaire] ou d'une PCR [perte de contrôle de la réactivité] sont fondés sur un modèle axisymétrique des éléments de combustible, dans lequel le bouchon d'extrémité n'est pas modélisé de manière détaillée.

Espagnol

Conserver la fiche 13

Fiche 14 - données d’organisme externe 2007-11-06

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
DEF

A cylindrical, reinforced-concrete structure forming part of the Containment System in some CANDU reactors.

OBS

It is maintained below atmospheric pressure. In the event of a loss of coolant accident, the excess pressure in the Reactor Building is relieved by the Vacuum Building so that the entire containment volume remains at sub-atmospheric pressure after the accident.

Français

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

Le bâtiment sous vide [...] est relié au conduit de chargement de combustible par des soupapes de dépressurisation [...] qui se soulèvent dès que la pression dans le conduit dépasse d'environ 5 kPa la pression atmosphérique. [La] hausse de pression qui en résulte actionne un système d'arrosage [...]

Espagnol

Conserver la fiche 14

Fiche 15 - données d’organisme externe 2006-01-24

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Thermodynamics
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

The emergency coolant injection system(ECIS) protects the fuel and heat transport system boundary when normal cooling fails. Its purpose is to refill the heat transport system and keep it full after a loss of coolant accident(LOCA). This sets up an alternative heat flow path for removing decay heat.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Thermodynamique
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Le système de refroidissement d'urgence du coeur par injection (SRUCI) protège le combustible et la limite du circuit caloporteur lorsque le refroidissement normal subit une défaillance. Il a pour but de remplir le circuit caloporteur et de le maintenir plein après un accident dû à la perte de réfrigérant primaire (APRP). Cela constitue un autre trajet pour le flux de chaleur qui élimine la chaleur de désintégration.

Espagnol

Conserver la fiche 15

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