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LOSS-OF-COOLANT ACCIDENT [7 fiches]

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 2017-03-30

Anglais

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

Removal of the after-power of a reactor after a loss-of-coolant accident. [Definition standardized by ISO. ]

OBS

emergency core cooling: term standardized by ISO.

OBS

emergency core cooling; ECC: 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)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur après un accident de perte de réfrigérant primaire. [Définition normalisée par l'ISO.]

OBS

refroidissement d'urgence du cœur : terme normalisé par l'ISO.

OBS

refroidissement de secours du cœur : terme extrait du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduit avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.

Espagnol

Conserver la fiche 2

Fiche 3 2014-06-10

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The injection of coolant from the bottom of a reactor core in the event of a loss-of-coolant accident.

OBS

bottom flooding: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Injection de fluide de refroidissement par la base du cœur d'un réacteur dans le cas d'un accident de perte de réfrigérant primaire.

OBS

noyage par le bas : terme et définition normalisés par l'ISO.

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 2011-01-13

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

moisture separator/dryer. The upper surface of [the] ceiling is commonly the refueling floor of [the] reactor building. A hatch standing above the PCC [passive containment cooling] heat exchanger has a cover … which is removable to allow access to PCC heat exchanger for servicing. During operation following a LOCA [loss-of-coolant accident], as heat is conducted out of [the] PCC heat exchanger, secondary steam formed in [the] pool chamber flows through [the] airspace and passes through [the] moisture separator/dryer unit and then through [the] outlet piping to reach the environs outside [the] reactor building.

Terme(s)-clé(s)
  • moisture separator dryer
  • moisture separator-dryer

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

[Réacteurs à eau sous pression.] La partie secondaire des GV [générateurs de vapeur] étant à une pression plus faible que celle de la partie primaire, l’eau d’alimentation secondaire des GV est chauffée jusqu’à saturation puis vaporisée. La vapeur est séchée soit par passage dans des séparateurs-sécheurs, soit par surchauffe, avant d’être envoyée vers la turbine.

Terme(s)-clé(s)
  • séparateur sécheur

Espagnol

Conserver la fiche 5

Fiche 6 2010-12-07

Anglais

Subject field(s)
  • Cooling and Ventilating Systems
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

Integrated primary coolant system, eliminating large-break LOCA [loss-of-coolant accident].

Français

Domaine(s)
  • Systèmes de refroidissement et de ventilation
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

[Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium.] Le circuit primaire peut être disposé suivant deux grandes familles : circuit primaire intégré […] entièrement contenu à l’intérieur de la cuve renfermant le cœur : les pompes primaires et les échangeurs intermédiaires plongent dans le sodium de la cuve principale, à travers la dalle de fermeture de cette cuve; circuit primaire à boucles […]

Espagnol

Conserver la fiche 6

Fiche 7 1992-04-27

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
DEF

... a failure that results in one or more devices in a system not functioning in their intended manner and is caused by :(a) An influence from within the system or from other systems(e. g., generated interference among redundant channels that could not be reasonably foreseen in the design process) ;or(b) The consequential or causal influence of the initiating event itself(e. g., the effect of missiles generated by a loss-of-coolant accident that could strike and damage post-accident monitoring and display equipment)....

Français

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

défaillance qui provoque le fonctionnement anormal d'un ou de plusieurs appareils dans un système et qui est due à: a) un phénomène se produisant à l'intérieur du système même ou d'autres systèmes (par exemple, une interférence se produisant entre des canaux redondants et n'ayant pas été prévue lors de la conception); ou à b) l'effet réactionnel ou causal de l'événement initiateur (par exemple, les missiles produits lors d'une fuite du caloporteur qui peuvent heurter et endommager les instruments de surveillance et d'affichage de l'état de la centrale après un accident) (...)

Espagnol

Conserver la fiche 7

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