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LOSS CORE COOLING [7 fiches]

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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 2017-04-20

Anglais

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

An emergency cooling system that removes the after-heat accumulated in the reactor by flooding its core when the normal cooling system fails(for example, in the case of a primary coolant loss).

Français

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

Espagnol

Conserver la fiche 2

Fiche 3 2017-04-20

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
CONT

[The] US Nuclear Regulatory Commission … believes designers should consider several reactor characteristics, including [features] that prevent a simultaneous breach of containment and loss of core cooling from an aircraft impact, or that inherently delay any radiological release …

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
CONT

Les études menées […] ont permis d’identifier un ensemble de scénarii non pris en compte à ce jour dans l’estimation des rejets radioactifs en cas d’accident grave […] Les situations pouvant conduire à ces scénarii sont la perte du refroidissement du cœur dans le cas d’un réacteur à l’arrêt (cuve ouverte) ou la percée de la cuve après un accident de fusion du cœur.

Espagnol

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Fiche 4 2017-04-20

Anglais

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

Emergency cooling system ensuring the removal of after-heat by spraying the reactor core after failure of normal reactor cooling, for example in the event of loss of coolant.

OBS

core spray system: term and definition standardized by ISO.

Français

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

Système de refroidissement de secours qui assure l'évacuation de la chaleur résiduelle par pulvérisation d'eau dans le cœur du réacteur en cas de défaillance du dispositif de refroidissement normal (par exemple, en cas de perte de fluide primaire de refroidissement).

OBS

système d'aspersion du cœur : terme normalisé par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 4

Fiche 5 - données d’organisme externe 2011-06-15

Anglais

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

System ensuring the removal of after-heat from the reactor core after failure of normal reactor cooling, for example, in the event of loss of primary coolant. [Definition standardized by ISO. ]

OBS

emergency cooling system: term standardized by ISO.

OBS

emergency coolant injection system: term standardized by the Canadian Standards Association (CSA).

Terme(s)-clé(s)
  • emergency core-cooling system

Français

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

Système assurant l'évacuation de la chaleur résiduelle du coeur d'un réacteur après une défaillance du refroidissement normal, par exemple dans le cas d'une perte de fluide de refroidissement primaire. [Définition normalisée par l'ISO.]

CONT

En cas de perte accidentelle de caloporteur, le refroidissement du circuit en panne est assuré par le système de refroidissement d'urgence du coeur [...]

OBS

système de refroidissement de secours : terme normalisé par l'ISO.

OBS

système de refroidissement d'urgence du coeur : terme normalisé par l'Association canadienne de normalisation (CSA).

OBS

système de refroidissement de secours du coeur; emergency core cooling system; ECCS : extraits du Glossaire de l'énergie nucléaire (1992) et reproduits avec l'autorisation de l'OCDE.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Seguridad de las centrales nucleares
  • Reactores nucleares de fisión
  • Centrales nucleares
  • Compartimiento - Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
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Fiche 6 2009-10-26

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Nuclear Physics
CONT

A second cooling function is provided for safety reasons, to deal with the possibility of a loss of primary coolant circuit function during operation of the reactor. A breach in the primary coolant circuit, for example, could allow the core to overheat, resulting in damage to the nuclear fuel. A pressurizer arrangement injects additional coolant into the circuit to maintain operational pressure and to replace coolant that may be lost through a minor breach or leak in the coolant circuit.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Physique nucléaire
CONT

Petite brèche. L'accident de perte de réfrigérant primaire par petite brèche est supposé être initié : - soit par la rupture partielle d'une grosse tuyauterie primaire; - soit par la rupture d'une petite tuyauterie branchée au circuit primaire; - soit par une soupape de sûreté restée coincée ouverte après fonctionnement (cas de l'accident de Three Mile Island).

Espagnol

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Fiche 7 2009-10-26

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Nuclear Physics
CONT

A second cooling funtion is provided for safety reasons, to deal with the possibility of a loss of primary coolant circuit function during operation of the reactor. A breach in the primary coolant circuit, for example, could allow the core to overheat, resulting in damage to the nuclear fuel. A pressurizer arrangement injects additional coolant into the circuit to maintain operational pressure and to replace coolant that may be lost through a minor breach or leak in the coolant circuit. Various techniques are known for cooling the reactor core in the event of a major breach such as the rupture of a conduit in the primary coolant circuit. Neutron absorbing control rods can be inserted into the fuel array quickly to damp the nuclear reaction, for example when the sensed coolant pressure drops.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Physique nucléaire
CONT

Grosse brèche. Ce type d'accident de perte de réfrigérant primaire (APRP) est supposé initié par la rupture franche et complète d'une branche froide du circuit primaire (dite rupture guillotine). Le fluide s'écoule alors par les deux tronçons ouverts. La décompression est rapide : l'écoulement est homogène et les phénomènes gravitaires ne jouent qu'un rôle marginal.

Espagnol

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