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REACTEUR PRIMAIRE [71 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 2023-02-23

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Applications of Automation
CONT

The "finger walker" is a fascinatingly complex device remotely operated to cling to the overhead tube sheet of a nuclear boiler. Personnel, operating the finger walker from a safe distance outside the boiler shell, "walk" the support structure over the surface of the tube sheet to enable inspection equipment mounted on the structure to ferret out suspicious tubes.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Automatisation et applications
DEF

Outil robotisé, mû par des bras articulés, destiné à contrôler ou à réparer de l'intérieur les tubes des générateurs de vapeur du circuit de refroidissement primaire d’un réacteur de puissance.

OBS

araignée de maintenance : désignation et définition publiées au Journal officiel de la République française le 2 février 2023.

Espagnol

Conserver la fiche 2

Fiche 3 2017-04-20

Anglais

Subject field(s)
  • Fluid Mechanics and Hydraulics (Physics)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Physics
CONT

The residual heat removal system (RHRS) portion of the engineered safeguard systems (ESS) transfers heat energy from the reactor core and the system RCS during plant shutdown and refueling operations. Components in the residual heat removal system (RHRS) are also employed in conjunction with the safety injection system (SIS).

Français

Domaine(s)
  • Mécanique des fluides et hydraulique (Physique)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Physique nucléaire
CONT

Le réacteur continue à générer de l'énergie à l'arrêt par désactivation de la puissance résiduelle des produits de fission. Pression et températures, dans le circuit primaire, sont progressivement ramenés à 28 bars, 180 °C, valeurs en dessous desquelles les générateurs de vapeur(GV) deviennent inopérants. Le refroidissement est repris par le circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt(RRA) jusqu'à une température inférieure à 60 °C, pour permettre les opérations de maintenance sur le cœur et de déchargement du combustible.

CONT

À la remontée en température, le refroidissement du circuit primaire est repris par les GV à partir de 28 bars, 180 °C. Durant ces séquences, le RRA assure la protection du circuit primaire contre les surpressions à froid.

Espagnol

Conserver la fiche 3

Fiche 4 2017-04-20

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

A core of a nuclear reactor comprising detachable vertical assemblies having a lower part, a bolster including hollow pillars each having a vertical axis and receiving … lower part of … assemblies, first openings in … pillars for the passage of a coolant fluid for the reactor, second openings in … lower parts of … assemblies in alignment with … first openings in … pillars, each pillar including at least one means for orienting the respective assembly about … axis of … pillar and each assembly comprising.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

[Cœur du réacteur. ] Tous les assemblages(fissiles, fertiles, de contrôle) qui doivent être refroidis par circulation forcée de sodium sont munis de pieds venant s’enfoncer dans les chandelles d’un sommier constituant un collecteur d’alimentation en sodium froid(400 °C environ) […] Pieds et chandelles sont munis d’orifices calibrés qui permettent d’assurer une répartition convenable du sodium dans les différents assemblages, en fonction de leur puissance. En les traversant, le sodium primaire s’échauffe de 150 à 180 °C, et sort du cœur à une température moyenne d’environ 550 °C.

Espagnol

Conserver la fiche 4

Fiche 5 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 5

Fiche 6 2017-04-19

Anglais

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

It is well known that residual heat removal of the nuclear power reactors is of vital importance to the nuclear power plant safety.

Français

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

Le réacteur continue à générer de l'énergie à l'arrêt par désactivation de la puissance résiduelle des produits de fission. Pression et températures, dans le circuit primaire, sont progressivement ramenés à 28 bars, 180 °C, valeurs en dessous desquelles les générateurs de vapeur(GV) deviennent inopérants. Le refroidissement est repris par le circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt(RRA) jusqu'à une température inférieure à 60 °C, pour permettre les opérations de maintenance sur le cœur et de déchargement du combustible.

Espagnol

Conserver la fiche 6

Fiche 7 2017-04-19

Anglais

Subject field(s)
  • Fluid Mechanics and Hydraulics (Physics)
  • Nuclear Plant Safety
  • Nuclear Physics
CONT

Technical Report: Study of Turbulent Natural Convection Flow in Rectangular Enclosure.

Français

Domaine(s)
  • Mécanique des fluides et hydraulique (Physique)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Physique nucléaire
CONT

Situations d’écoulements en convection naturelle. En cas de perte des pompes primaires, le réacteur est arrêté. L'évacuation de la puissance résiduelle se fait par un effet de thermosiphon qui s’établit naturellement avec la colonne d’eau refroidie dans les générateurs de vapeur situés à un niveau supérieur à celui du cœur. Bien que les vitesses de circulation soient faibles(inférieures au mètre par seconde), l'écoulement dans le cœur s’apparente davantage à de la convection forcée qu'à de la convection naturelle avec création de tourbillons [...] dans le cas d’une paroi verticale échangeant dans un espace infini. Un autre cas de circulation naturelle a lieu lors d’une rupture de tuyauterie primaire(accident de perte de réfrigérant primaire(APRP), où la circulation est diphasique [...]

Espagnol

Conserver la fiche 7

Fiche 8 2017-04-07

Anglais

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

The Concepts of the Next Generation Marine Reactors. ... In their designs, reduction of plant size and weight and improvement of safety characteristics are enhanced by employment of a wet containment system, which will always assure core flooding and heat removal of decay by natural convection.

CONT

... several tests have to be run to validate the smooth operations of the compartment design, i.e. to check that the corium spreads correctly, that the compartment materials hold up, that flood cooling is efficient and that the fusible plate closure works.

PHR

Core flooding (tank), emergency core flooding system, gravity-driven core flooding line.

Français

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

La séquence accidentelle qui sous-tend ce concept de récupérateur peut se résumer ainsi. Suite à un accident par perte de réfrigérant primaire, il y a fusion du cœur du réacteur. Les matériaux en fusion progressent alors vers le fond de cuve où ils s’accumulent pour former un bain dont la température est d’environ 2500 à 3000 °C. Le corium, qui a conservé en son sein les éléments radioactifs non volatiles, s’échauffe sous l'effet de la puissance résiduelle. Si le refroidissement est insuffisant, notamment s’il est impossible de réinjecter de l'eau dans le circuit primaire, l'échauffement excessif peut entraîner le percement de la cuve. Dans cette hypothèse, la décharge de corium se fait dans le puits de cuve aménagé en un réceptacle depuis lequel on cherche à accumuler et à retenir de façon provisoire au moyen d’une porte fusible la totalité du corium en provenance de la cuve. Quand la porte fusible cède, l'étalement du corium se fait dans une chambre [...] exempte d’eau. L'idée maîtresse de l'absence d’eau à ce stade est d’éviter le risque d’une explosion vapeur. Enfin, après étalement, le corium est noyé sous eau de manière à favoriser un refroidissement de longue durée. [...] Pour valider le bon fonctionnement de concept de récupérateur, il faut [...] procéder à plusieurs vérifications, à savoir l'étalement correct du corium, la bonne tenue des matériaux constituants le récupérateur, l'efficacité du refroidissement par noyage du corium étalé, le fonctionnement de la porte fusible.

CONT

Étude du noyage et dénoyage d’un lit de débris dans un réacteur nucléaire : il s’agit d’étudier l’injection d’eau dans un corium en cours de destruction, afin de modéliser les scénarios de maîtrise d’accidents de cœur de réacteur nucléaire.

Espagnol

Conserver la fiche 8

Fiche 9 2017-04-06

Anglais

Subject field(s)
  • Concrete Construction
  • Radiation Protection

Français

Domaine(s)
  • Bétonnage
  • Radioprotection
CONT

Un réacteur REP peut être schématisé par la figure 1 pour mettre en évidence le circuit primaire, et le béton de protection autour de la cuve, sièges tous deux de l'activité rémanente, ainsi que le circuit secondaire, pratiquement exempt d’activité.

CONT

L’activation du béton. Le béton de protection absorbe l’énergie des rayonnements y [gamma] et des neutrons issus du cœur du réacteur; certains éléments constitutifs du béton s’activent en cours de fonctionnement dans la couche de faible épaisseur où disparaissent les neutrons.

Espagnol

Conserver la fiche 9

Fiche 10 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 10

Fiche 11 2016-11-30

Anglais

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

Should a core-melt accident occur, operators without procedures and untrained in core-melt accident progression, phenomena, and consequences might: ... fail to take full advantage of opportunities to delay or minimize containment failure and the release of fission products ...

OBS

accident progression: term 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
CONT

Puis il y eut en 1979 l'accident de Three Mile Island(TMI) : on passa à un cheveu près d’une fusion complète du cœur du réacteur. [...] Même si l'accident fut causé par une soupape coincée plutôt qu'un tuyau cassé, la commission trouva que le déroulement de l'accident et ses conséquences étaient tout à fait semblables à ce qui se serait produit s’il y avait eu rupture d’une petite conduite dans le circuit de refroidissement primaire.

CONT

Dans une EPS [étude probabiliste de sûreté] de niveau 2, la progression de l’accident est modélisée selon 4 phases auxquelles correspondent des problématiques spécifiques : 1 - Une phase de dégradation précoce du cœur en cuve [...] 2 - Une phase de dégradation du cœur en cuve. 3 - Une phase correspondant à la rupture de la cuve. 4 - Une phase couvrant les phénomènes apparaissant après la rupture de la cuve.

OBS

déroulement de l’accident : 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 11

Fiche 12 2016-11-30

Anglais

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

Reactor coolant system emergency makeup and boration is provided by two core makeup tanks (CMTs) which contain approximately 70 m³ of borated water. Each CMT connects via an open line to the cold leg of the primary circuit and via a direct injection line to the reactor pressure vessel.

OBS

boration: term 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
  • Sûreté des centrales nucléaires
DEF

Injection de bore dans le circuit de refroidissement primaire d’un réacteur à eau sous pression, effectuée afin de maîtriser la réactivité du cœur.

OBS

borication : terme et définition publiés au Journal officiel de la République française le 21 décembre 2013.

Espagnol

Conserver la fiche 12

Fiche 13 2015-04-28

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
OBS

A reactor in which the primary coolant transfers its heat to a secondary coolant to produce useful power.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
OBS

Réacteur dans lequel le fluide primaire de refroidissement transfère sa chaleur à un fluide secondaire de refroidissement pour produire la puissance utile.

Espagnol

Conserver la fiche 13

Fiche 14 2015-04-28

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A reactor in which the reactor vessel contains the heat exchanger between the primary and secondary coolant circuits.

OBS

integral reactor: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Réacteur dans lequel le caisson contient l'échangeur de chaleur entre les circuits primaire et secondaire de refroidissement.

OBS

réacteur à échangeur intégré : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 14

Fiche 15 2015-04-28

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A sodium coolant circuit in a sodium-cooled fast reactor that transfers heat from the radioactive primary coolant circuit to the circuit containing the working medium, for example water; it prevents contact between the radioactive coolant and water.

OBS

intermediate coolant circuit: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Circuit de sodium dans un réacteur rapide refroidi au sodium, transférant la chaleur du circuit primaire radioactif de refroidissement au circuit contenant le milieu de travail, par exemple de l'eau; il prévient tout contact entre le fluide de refroidissement radioactif et l'eau.

OBS

circuit de refroidissement intermédiaire : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 15

Fiche 16 2015-04-24

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A reactor in which the primary coolant is used directly to produce useful power.

OBS

direct-cycle reactor: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Réacteur dans lequel le fluide primaire de refroidissement est utilisé directement pour produire la puissance utile.

OBS

réacteur à cycle direct : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 16

Fiche 17 2014-12-30

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The space in the reactor containment into which steam will expand when accidentally released from the primary coolant circuit.

OBS

dry-well: term and definition standardized by ISO in 1997.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Région de l'enceinte de confinement d’un réacteur dans laquelle la vapeur peut se détendre lors d’un échappement accidentel du circuit primaire de refroidissement.

OBS

volume d’expansion : terme et définition normalisés par l’ISO en 1997.

Espagnol

Conserver la fiche 17

Fiche 18 2014-06-10

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

A reactor whose primary coolant is allowed to boil.

OBS

boiling reactor: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
DEF

Réacteur dont le fluide primaire de refroidissement peut bouillir.

OBS

réacteur bouillant : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 18

Fiche 19 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 19

Fiche 20 2013-10-10

Anglais

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

An operation to introduce nuclear fuel into a reactor core.

OBS

fueling: term and definition standardized by ISO in 1997.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Centrales nucléaires
DEF

Opération de mise en place du combustible nucléaire dans le cœur d’un réacteur.

OBS

Le chargement s’effectue normalement le réacteur en marche, le circuit primaire fonctionnant aux plages d’exploitation normales. Une machine charge le combustible neuf à une extrémité du canal et l'autre machine décharge le combustible irradié de l'autre extrémité.

OBS

chargement : terme et définition normalisés par l’ISO en 1997.

Espagnol

Conserver la fiche 20

Fiche 21 - données d’organisme externe 2013-09-26

Anglais

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

A coolant used to remove heat from a primary source, such as a reactor core or a breeding blanket.

OBS

primary coolant: term and definition standardized by ISO in 1997.

Français

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

Fluide de refroidissement utilisé pour extraire la chaleur d’une source primaire, telle qu'un cœur de réacteur ou une couche fertile surrégénératrice.

CONT

Dans les réacteurs à eau sous pression, le fluide caloporteur primaire est de l’eau maintenue sous pression pour empêcher son ébullition malgré les températures supérieures à 100 °C auxquelles elle est portée.

OBS

fluide caloporteur primaire; fluide primaire de refroidissement : termes et définition normalisés par l’ISO en 1997.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Física atómica
  • Compartimiento - Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Conserver la fiche 21

Fiche 22 - données d’organisme externe 2013-08-01

Anglais

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

Each CANDU reactor is enclosed in a sealed reactor building with steel reinforced, concrete walls over a meter thick. The reactor building is connected by a large duct to the vacuum building, a large silo like structure which is maintained as a vacuum.

Français

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

L'ensemble de la chaudière nucléaire, c'est-à-dire notamment le réacteur, les trois générateurs de vapeur, le pressuriseur, les pompes assurant la circulation dans le circuit primaire, est dans une enceinte appelée bâtiment-réacteur. Celui-ci a un double rôle :-abriter le réacteur et le protéger contre toute agression extérieure,-protéger l'environnement de toute contamination radioactive, même en cas d’accident survenant à la chaudière nucléaire. Ce bâtiment-réacteur, de forme cylindrique, est couvert par une coupole; sa hauteur est 51 mètres; son diamètre, 44 mètres. La paroi, en béton armé, a 90 centimètres d’épaisseur; elle est rendue parfaitement étanche grâce à une «peau» d’acier doux de 6 millimètres, plaquée sur sa face interne.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Centrales nucleares
  • Reactores nucleares de fisión
  • Compartimiento - Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Conserver la fiche 22

Fiche 23 - données d’organisme externe 2012-07-16

Anglais

Subject field(s)
  • Machinery
  • Nuclear Science and Technology
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Failure of the mechanical joint between the pump cover and the pump casing of a reactor coolant main circulating pump.

Français

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

Défaillance du joint mécanique entre le couvercle et le corps d’une pompe du système caloporteur primaire du réacteur.

Espagnol

Conserver la fiche 23

Fiche 24 - données d’organisme externe 2012-07-16

Anglais

Subject field(s)
  • Machinery
  • Nuclear Science and Technology
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Failure of the mechanical joint between the pump cover and the pump casing of a reactor coolant main circulating pump.

Français

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

Défaillance du joint mécanique entre le couvercle et le corps d’une pompe du système caloporteur primaire du réacteur.

Espagnol

Conserver la fiche 24

Fiche 25 2012-01-05

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

Safety improvements have been implemented concerning fire protection (coating of cables) and prevention of explosions after LOCAs [loss of coolant accidents] by installation of a hydrogen recombination system inside confinement.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Incidents particulièrement liés aux facteurs humains. […] D'autres anomalies ont concerné, sur d’autres tranches :— le système de recombinaison de l'hydrogène présent dans le bâtiment du réacteur en cas d’accident de brèche importante du circuit primaire; les deux voies sont restées bouchées par des tapes à l'intérieur de l'enceinte pendant tout un cycle […]

Espagnol

Conserver la fiche 25

Fiche 26 2011-12-12

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The core is constituted by detachable assemblies disposed vertically and maintained in position by a support or bolster receiving the lower part or foot of the assemblies inside sleeves having a vertical axis. Each of the sleeves includes at least one orientation configuration for the assembly and each of the assemblies includes on its foot at least one orientation configuration adapted to cooperate with the orientation configuration of the sleeve). The charging of the first core of the reactor may be carried out in a simple operation without a prior charging of false assemblies in an air atmosphere.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

[Cœur du réacteur. ] Tous les assemblages(fissiles, fertiles, de contrôle) qui doivent être refroidis par circulation forcée de sodium sont munis de pieds venant s’enfoncer dans les chandelles d’un sommier constituant un collecteur d’alimentation en sodium froid(400 °C environ) […] Pieds et chandelles sont munis d’orifices calibrés qui permettent d’assurer une répartition convenable du sodium dans les différents assemblages, en fonction de leur puissance. En les traversant, le sodium primaire s’échauffe de 150 à 180 °C et sort du cœur à une température moyenne d’environ 55 °C.

Espagnol

Conserver la fiche 26

Fiche 27 2011-11-15

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Waste Materials
  • Chemistry
  • Atomic Physics
DEF

Radioactivity remaining in a substance or system at a specified time after a period of decay.

CONT

After ... temporary storage, the activity of the waste may have declined so much that the material can be regarded safely as non-radioactive, or the residual activity may allow the waste to be consigned to the appropriate category in the proposed classification.

Français

Domaine(s)
  • Déchets nucléaires
  • Chimie
  • Physique atomique
CONT

Les radionucléides décroissent exponentiellement dans le temps. Au bout de 10 périodes, l’activité résiduelle est inférieure au millième de l’activité initiale. Au bout de 20 périodes elle est inférieure au millionième.

CONT

Après l’arrêt définitif de l’installation, l’activité rémanente présente dans un réacteur est essentiellement due aux produits d’activation et de corrosion et, dans une moindre mesure, à certains produits de fission [...]

CONT

Le conditionnement solide doit pouvoir présenter certaines caractéristiques pour que le stockage de longue durée sans contrôle soit acceptable : une bonne résistance : - à la corrosion et à l’attaque par l’eau [...] - à l’activité résiduelle, c’est-à-dire à l’action des rayonnements eux-mêmes et à la chaleur dégagée.

CONT

Un réacteur REP [réacteur à eau pressurisée] peut être schématisé [...] pour mettre en évidence le circuit primaire, et le béton de protection autour de la cuve, sièges tous deux de l'activité rémanente, ainsi que le circuit secondaire, pratiquement exempt d’activité.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Desechos nucleares
  • Química
  • Física atómica
Terme(s)-clé(s)
  • radiactividad remanente
  • radioactividad remanente
  • radioactividad residual
Conserver la fiche 27

Fiche 28 2011-06-20

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Power Stations

Français

Domaine(s)
  • Centrales nucléaires
DEF

Partie principale du circuit primaire de refroidissement d’une chaudière nucléaire [...] constituée par l'ensemble des enceintes sous pression qui contiennent le fluide caloporteur primaire et qu'il n’ est pas possible d’isoler du cœur du réacteur.

CONT

Pour expliquer le schéma d’une tranche nucléaire telle que représentée à la figure 1, nous pourrions partir du circuit primaire principal (CPP) qui est composé de trois ou quatre boucles connectées à la cuve abritant le combustible nucléaire, chaque boucle étant composée d’un générateur de vapeur, d’un groupe motopompe primaire (GMPP) et de tuyauteries primaires assurant la liaison entre ces équipements. À une des boucles est connecté un pressuriseur, permettant le contrôle de la pression de l’ensemble du circuit.

Espagnol

Conserver la fiche 28

Fiche 29 - 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 30 2011-03-21

Anglais

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

A system used for circulating a primary coolant.

OBS

primary coolant circuit: term standardized by ISO.

Français

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

Système destiné à faire circuler le fluide primaire de refroidissement. [Définition normalisée par l’ISO.]

CONT

[Le] circuit de refroidissement primaire [...] permet d’extraire la chaleur des éléments combustibles par circulation d’un fluide caloporteur en contact direct avec ces éléments combustibles.

CONT

Le circuit primaire transfère la chaleur fournie par le coeur vers le circuit secondaire à travers des échangeurs de chaleur.

OBS

Dans un réacteur à eau sous pression, [le circuit primaire] comprend la cuve, les générateurs de vapeur, les pompes primaires et le pressuriseur.

OBS

circuit primaire de refroidissement : terme normalisé par l’ISO.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Systemas de enfriamiento y ventilación
  • Reactores nucleares de fisión
DEF

Sistema cerrado por el que circula el fluido refrigerante de un reactor nuclear (en la mayoría de los reactores, agua) que extrae el calor formado en el núcleo por la reacción nuclear.

OBS

Es [...] el circuito que contiene el fluido que está directamente en contacto con los elementos combustibles.

Terme(s)-clé(s)
  • circuito de refrigeración primario
  • circuito primario de enfriamiento
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Fiche 31 - 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

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Fiche 32 - données d’organisme externe 2011-02-04

Anglais

Subject field(s)
  • Chemistry
  • Pollutants
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
Universal entry(ies)
Cs
symbole
7440-46-2
numéro du CAS
DEF

A silver-white soft ductile metallic element of the alkali metal group that is the most electro positive element known, found usually with rubidium and lithium (as in pollucite), and used especially in the form of its compounds and alloys in electron tubes and photoelectric cells.

CONT

caesium: Symbol Cs, atomic number 55 ... a silver-white, very soft metal ...

OBS

cesium: term adopted by Environment Canada; used in the list of pollutants measured in the National Air Pollution Surveillance Network (NAPS).

PHR

Cesium metal.

PHR

Powdered cesium.

Français

Domaine(s)
  • Chimie
  • Agents de pollution
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
Entrée(s) universelle(s)
Cs
symbole
7440-46-2
numéro du CAS
DEF

Métal alcalin, de symbole Cs et de numéro atomique 55, employé entre autres dans la fabrication de certaines cellules photoélectriques.

CONT

Le césium : Cet élément alcalin, très soluble dans l'eau, se vaporise facilement sous sa forme métal à la température du combustible dans un réacteur en fonctionnement. On en trouve donc dans l'eau du circuit primaire des réacteurs et des piscines de stockage des combustibles. Cependant, comme pour les autres produits de fission, la plus grande proportion du césium reste piégée dans l'élément combustible jusqu'au retraitement et se retrouve dans les déchets des usines de retraitement.

CONT

Enfin le problème majeur, de loin, des accidents nucléaires c’est, par son étendue et sa durée, la dispersion du césium 137 (ébullition : 450 °C. Période 30 ans). Il faut l’empêcher de sortir à tout prix.

OBS

césium : terme retenu par Environnement Canada; utilisé dans la liste des polluants mesurés par le Réseau national de surveillance de la pollution atmosphérique (RNSPA).

PHR

Césium métallique.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Química
  • Agentes contaminantes
  • Compartimiento - Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Entrada(s) universal(es)
Cs
symbole
7440-46-2
numéro du CAS
DEF

Metal alcalino de color blanco de plata, número atómico 55.

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Fiche 33 2010-12-09

Anglais

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

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 :[le] circuit primaire intégré :[et le] circuit primaire à boucles : les pompes primaires et les échangeurs intermédiaires sont placés à l'extérieur de la cuve du réacteur, qui ne contient plus que le cœur, et lui sont reliés par des tuyauteries.

Espagnol

Conserver la fiche 33

Fiche 34 2010-12-07

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Water Distribution (Water Supply)
CONT

The primary coolant loop provides cooling water through a second pump to the pressure vessel. Coolant exiting the pressure vessel is routed through a heat exchanger and returned to the pump. A secondary coolant loop employing water or other appropriate coolant receives heat in the heat exchanger to generate power in the turbine after which it is condensed in [the] condenser and returned to the heat exchanger …

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Distribution de l'eau
DEF

[Dans un réacteur, ] boucle dans laquelle circule le fluide caloporteur primaire.

Espagnol

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Fiche 35 2010-12-07

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Power Stations

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Centrales nucléaires
DEF

Mode de pilotage à distance du niveau de puissance des centrales de production d’électricité permettant le fonctionnement en suivi de réseau.

CONT

On a vu, d’une part, que les variations importantes de production sont induites par des prévisions sur la consommation(de nature aléatoire) et, d’autre part, que le réglage primaire ne permet pas le maintien de la fréquence à sa valeur de référence. Or, il est très important pour la conduite du réseau que […] la fréquence soit maintenue très proche de sa référence notamment parce que beaucoup d’utilisations sont très sensibles aux variations de la fréquence. Pour ces raisons, le dispatching central élabore automatiquement un signal N(normalisé entre – 1 et + 1) par intégration des écarts de puissance d’interconnexion et de fréquence. Ce signal est adressé aux centrales les plus puissantes, notamment les REP [réacteur à eau sous pression], pour moduler leur puissance. N est appelé réglage secondaire ou aussi téléréglage, du fait qu'il est envoyé par télétransmission.

Espagnol

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Fiche 36 2010-11-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Radiation Protection
DEF

The containment formed by the building walls, designed to confine the radioactive materials and kept permanently at lower pressure than the atmosphere outside, by extractor ventilators.

OBS

This arrangement prevents the transfer of any contamination in the buildings to the outside except via the flow of extracted air, and this air is collected, filtered and checked before release through the stack.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Radioprotection
CONT

[Réacteur Superphénix. ] […] l'enceinte primaire est formée de la cuve principale du réacteur et de ses fermetures supérieures(dalles et bouchons tournants) ;— l'enceinte secondaire est constituée de la cuve de sécurité et du dôme qui confine de manière étanche l'atmosphère située au-dessus des fermetures supérieures; — le bâtiment lui-même est une enceinte à fuites contrôlées.

Espagnol

Conserver la fiche 36

Fiche 37 2010-11-26

Anglais

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

Certain components of the nuclear reactor assembly, after years of service, may develop primary water stress corrosion cracking. If such cracking occurs in pressure boundary components, the potential to generate leak paths for the pressurized water coolant exists. Such leak paths could lead to a leakage of coolant water outside the pressure vessel and into the surrounding containment building, thereby creating a potential hazard.

Français

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

Le caractère unique des accidents graves tient à leur potentialité d’émission massive de produits radioactifs dans l'environnement et aux conséquences radiologiques associées [. ] […] les produits de fission les plus volatifs sont relâchés dans la cuve [du réacteur], transportés et partiellement déposés dans le circuit primaire puis dans l'enceinte d’où ils peuvent atteindre l'extérieur par les chemins de fuite.

Espagnol

Conserver la fiche 37

Fiche 38 2010-03-01

Anglais

Subject field(s)
  • Pipes and Fittings
  • Nuclear Fission Reactors
  • Fluid Mechanics and Hydraulics (Physics)
  • Nuclear Physics
DEF

[pressurized water reactor] A ... stainless steel pipe connecting the steam generator with the reactor coolant pump.

OBS

The pipe meaasures approximately 1 m in length.

Terme(s)-clé(s)
  • cross over leg

Français

Domaine(s)
  • Tuyauterie et raccords
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Mécanique des fluides et hydraulique (Physique)
  • Physique nucléaire
DEF

Tuyau en acier inoxydable qui relie le générateur de vapeur à la pompe du circuit primaire d’un réacteur nucléaire.

Espagnol

Conserver la fiche 38

Fiche 39 - données d’organisme externe 2010-02-19

Anglais

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

"primary heat transport system" means that system of components which permit the transfer of heat from the fuel in the reactor to the steam generators or other heat exchangers employing secondary cooling.

Français

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

«circuit caloporteur primaire». Ensemble des composants qui permet le transfert de la chaleur du combustible dans le réacteur jusqu'aux générateurs de vapeur ou jusqu'à d’autres échangeurs de chaleur utilisant un système de refroidissement secondaire.

Espagnol

Conserver la fiche 39

Fiche 40 2009-10-29

Anglais

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

Long-term cooling (LTC) system: The LTC system provides long-term recirculation and recovery. It is used for cooling of the reactor after postulated transients, including LOCA, and during maintenance.

Français

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

Circuit de refroidissement à long terme(LTC) : le circuit LTC est chargé de la recirculation et de la récupération à long terme. Il permet de refroidir le réacteur après d’hypothétiques transitoires, y compris une PERCA, et pendant les opérations de maintenance. Il redémarre automatiquement lorsque le circuit primaire est suffisamment dépressurisé, après quoi il passe au mode de récupération à long terme.

Espagnol

Conserver la fiche 40

Fiche 41 2009-10-16

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

[réacteur à eau pressurisée] L'analyse de sûreté prend en compte des ruptures de tuyauteries de tailles diverses, depuis des piquages, l'instrumentation de 1 cm de diamètre jusqu'aux tuyauteries primaires principales(près de 1 m de diamètre), en passant par une rupture de tube de générateur de vapeur : cela conduit à la prévision de circuits d’injection d’eau capables d’envoyer de l'eau dans le réacteur quelle que soit la pression primaire.

Espagnol

Conserver la fiche 41

Fiche 42 2009-10-16

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The International Reactor Innovative and Secure (IRIS) reactor is a new, pressurized water-cooled nuclear power reactor design ... Two potential Integrated Primary System Reactor (IPSR) pressurizer designs are being analyzed for this research project: a steam pressurizer, and a nitrogen gas pressurizer. These two integral pressurizer designs differ from most conventional types, because they incorporate a much larger interface more closely coupled to the reactor primary system.

CONT

Integrated Modular Water Reactor (IMR) is an integrated primary system reactor being developed by a Japanese consortium. IMR is primarily designed to supply electric power through a power grid with unit output of 350MWe. In this paper, the outline of the IMR concept and the current development status is presented.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission

Espagnol

Conserver la fiche 42

Fiche 43 2009-10-09

Anglais

Subject field(s)
  • Steel
  • Nuclear Science and Technology

Français

Domaine(s)
  • Acier
  • Sciences et techniques nucléaires
CONT

L'eau du circuit primaire [du réacteur nucléaire] ne doit se trouver au contact que de matériaux inoxydables, dont on utilise une grande variété sous forme de pièces forgées, laminées ou moulées [...] Cela a conduit à la mise au point d’une série d’aciers inoxydables austénitiques à azote contrôlé utilisés pour les éléments internes de la cuve et pour les tuyauteries primaires extrudées [...]

Espagnol

Conserver la fiche 43

Fiche 44 2009-10-07

Anglais

Subject field(s)
  • Mechanical Components
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The cooling water filling the reactor vessel, heated by the core, gets hotter and its pressure rises. A relief valve at the top of the pressurizer tank - the so-called pilot-operated relief valve (PORV) - opens automatically, steam escapes. But the temperature and pressure of the water in the primary system continue to rise because heat generated by uranium fission in the reactor's core is no longer being removed from the reactor cooling water in the steam generator.

Terme(s)-clé(s)
  • pilot operated relief valve

Français

Domaine(s)
  • Composants mécaniques
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

[La centrale Three Mile Island-2 et sa conception] Le pressuriseur du circuit primaire était placé sur la branche chaude de la boucle A; une vanne de décharge électropneumatique(PORV : Pilot-Operated Relief Valve) était installée dans la partie supérieure du pressuriseur. Cette conception des GV [générateurs de vapeur] entraînait un inventaire en eau du circuit primaire notablement inférieur à celui des réacteurs ayant des échangeurs de chaleur à tubes en U(cas des réacteurs REP [réacteurs à eau pressurisée] français), et rendait donc le réacteur un peu plus sensible aux transitoires.

Espagnol

Conserver la fiche 44

Fiche 45 2009-10-07

Anglais

Subject field(s)
  • Pipes and Fittings
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The piping in a PWR [pressurized water reactor] that carries cooled reactor coolant from the steam generator back to the reactor vessel.

Français

Domaine(s)
  • Tuyauterie et raccords
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Le réacteur est à deux boucles, appelées A et B, chaque boucle ayant :-une seule branche chaude alimentant son propre générateur de vapeur(GV) à tubes d’échange droits-et deux branches froides, chacune étant équipée d’une pompe primaire principale envoyant l'eau refroidie de chaque générateur de vapeur vers les piquages de l'espace annulaire de la cuve du réacteur.

Espagnol

Conserver la fiche 45

Fiche 46 2009-10-07

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Protection of Life
CONT

A postulated steam generator tube rupture (SGTR) accident in a lead cooled accelerator driven transmuter (ADT) is investigated. The design of the ADT without intermediate loops bears the risk of water/steam blasting into the primary coolant.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Sécurité des personnes
CONT

Un rayon réflexe de mise à l'abri et à l'écoute de 2 km a été défini pour les situations accidentelles à cinétique rapide. Il permet la protection des populations pour notamment les accidents de rupture de tubes de générateurs de vapeur(RTGV) qui peuvent entraîner un rejet rapide dans l'environnement d’une fraction de la radioactivité contenue dans le circuit primaire du réacteur [...]

Espagnol

Conserver la fiche 46

Fiche 47 2009-06-09

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

La réactivité du sodium vis-à-vis de l'eau implique la conception de circuits intermédiaires entre le circuit primaire du réacteur et les circuits de génération de vapeur d’eau. Ces circuits intermédiaires, appelés aussi circuits secondaires, permettent d’éviter, en cas de perte d’étanchéité, tout risque de contact entre le sodium radioactif du circuit primaire et de la vapeur d’eau sous pression.

Espagnol

Conserver la fiche 47

Fiche 48 2009-05-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A reactor whose primary coolant is maintained under such a pressure that no bulk boiling occurs.

OBS

pressurized reactor: term standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Réacteur dont le fluide primaire de refroidissement est maintenu sous une pression telle qu'une ébullition en masse ne peut pas se produire.

OBS

réacteur à fluide sous pression : terme normalisé par l’ISO.

OBS

Le terme «réacteur pressurisé» est impropre, le terme pressurisé n’étant pas admis par l’Académie des Sciences.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Reactores nucleares de fisión
Conserver la fiche 48

Fiche 49 - données d’organisme externe 2009-04-27

Anglais

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

... the part of a nuclear power plant used for power generation ...

CONT

A nuclear power plant can be said to include a nuclear island and a balance of plant. ... The balance of plant would generally be stated as including those portions of the plant not included in the nuclear island ...

CONT

The balance of plant (BOP) consists of the turbine building, steam turbine, generator and condenser, the feedwater heating system with associated auxiliary, and electrical equipment. The BOP also includes the water treatment facilities, auxiliary steam facilities, pumphouses and/or cooling towers, main switchyard, and associated equipment ...

Français

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

L'ensemble du circuit primaire, y compris les générateurs de vapeur [...] est enfermé dans une enceinte étanche en béton : le bâtiment réacteur. [...] Le groupe turbine-alternateur, qui constitue la partie classique d’une centrale nucléaire est aménagé dans un bâtiment attenant appelé salle des machines.

OBS

[La partie classique d’une centrale nucléaire constitue l’]installation de production d’énergie (hors chaudière nucléaire).

Espagnol

Conserver la fiche 49

Fiche 50 - données d’organisme externe 2008-02-18

Anglais

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

A device to maintain pressure in the primary coolant circuit of a pressurised water reactor within specified limits.

Français

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

Dans un réacteur nucléaire à eau sous pression, appareil destiné à établir et maintenir la pression dans le circuit primaire de refroidissement, à une valeur choisie pour empêcher l'ébullition.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Reactores nucleares de fisión
  • Física atómica
  • Compartimiento - Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Conserver la fiche 50

Fiche 51 2008-02-18

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A nuclear reactor using [boiling] water as the moderator and coolant.

OBS

The water boils under pressure in the reactor and the steam may be used to drive a steam turbine; the steam being radioactive, the turbine must be shielded.

OBS

boiling water reactor; BWR: term and abbreviation standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Réacteur nucléaire dont le fluide primaire de refroidissement est de l'eau qui est portée à ébullition à l'intérieur du coeur du réacteur.

OBS

réacteur à eau bouillante; REB : terme et abréviation normalisés par l’ISO.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Reactores nucleares de fisión
DEF

Reactor nuclear que utiliza como refrigerante y moderador agua ligera, a presión tal que permite su ebullición dentro de la vasija del reactor.

CONT

Existe [...] un tipo de reactor, llamado hervidor, en el cual el fluido refrigerante, que es agua, hierve en el núcleo del reactor y, dada la circunstancia de que los productos de fisión permanecen en el líquido y que el vapor está casi exento de ellos, se puede aprovechar éste directamente sin necesidad de cambiador de calor ni de circuito secundario.

Conserver la fiche 51

Fiche 52 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

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

The design of reactivity control, core cooling, and containment for a CANDU are based on postulates of double-ended guillotine breaks (DEGBs), usually header breaks or primary circuit breaks.

Français

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

La conception du contrôle de la réactivité, du refroidissement du coeur et du confinement dans un réacteur CANDU est fondée sur des hypothèses reposant sur des ruptures guillotines doubles(RGD), habituellement des ruptures de collecteurs ou des ruptures dans le circuit primaire.

Espagnol

Conserver la fiche 52

Fiche 53 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

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

The design of reactivity control, core cooling, and containment for a CANDU are based on postulates of double-ended guillotine breaks (DEGBs), usually header breaks or primary circuit breaks.

Français

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

La conception du contrôle de la réactivité, du refroidissement du coeur et du confinement dans un réacteur CANDU est fondée sur des hypothèses reposant sur des ruptures guillotines doubles(RGD), habituellement des ruptures de collecteurs ou des ruptures dans le circuit primaire.

Espagnol

Conserver la fiche 53

Fiche 54 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

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

The design of reactivity control, core cooling, and containment for a CANDU are based on postulates of double-ended guillotine breaks (DEGBs), usually header breaks or primary circuit breaks.

Terme(s)-clé(s)
  • double ended guillotine break

Français

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

La conception du contrôle de la réactivité, du refroidissement du coeur et du confinement dans un réacteur CANDU est fondée sur des hypothèses reposant sur des ruptures guillotines doubles(RGD), habituellement des ruptures de collecteurs ou des ruptures dans le circuit primaire.

Espagnol

Conserver la fiche 54

Fiche 55 - données d’organisme externe 2007-09-25

Anglais

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

"Primary heat transport system" means that system of components which permit the transfer of heat from the fuel in the reactor to the steam generators or other heat exchangers employing secondary cooling.

CONT

Heat exchangers (steam generators) especially designed or prepared for use in the primary coolant circuit of a nuclear reactor. [Nuclear Non-Proliferation Import and Export Control Regulations]

Français

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

circuit caloporteur primaire : Ensemble des composants qui permet le transfert de la chaleur du combustible dans le réacteur jusqu'aux générateurs de vapeur ou jusqu'à d’autres échangeurs de chaleur utilisant un système de refroidissement secondaire.

CONT

Échangeurs de chaleur(générateurs de vapeur) spécialement conçus ou préparés pour utilisation dans le circuit de refroidissement primaire d’un réacteur nucléaire. [Règlement sur le contrôle de l'importation et de l'exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire]

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Ciencia y tecnología nucleares
  • Reactores nucleares de fisión
  • Compartimiento - Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
CONT

En las centrales nucleares se usan cambiadores de calor, entre otras razones, porque el fluido que se calienta en el seno del reactor es muy radiactivo. Su calor sirve en el cambiador para vaporizar el agua del circuito secundario, cuyo vapor presenta entonces escasa radiactividad y puede utilizarse inocuamente en el exterior para accionar los turboalternadores.

Conserver la fiche 55

Fiche 56 - données d’organisme externe 2007-01-15

Anglais

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

When the overall reactivity gets close to zero, fissile atoms must be replaced at the rate at which they are consumed (on-power refuelling).

Français

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

Lorsque la réactivité globale s’approche de zéro, les atomes fissiles doivent être remplacés au taux auquel ils ont été consommés (rechargement de combustible en cours d’exploitation). Le réacteur ACR 1000 incorpore et retient les points forts manifestes des réacteurs CANDU : coeur du canal de combustible horizontal modulaire et compact; modérateur distinct de température et de pression base; caisson rempli d’eau ordinaire entourant du coeur; renouvellement du combustible en marche [...]

OBS

Le chargement s’effectue normalement [dans] le réacteur en marche, le circuit primaire fonctionnant aux plages d’exploitation normales. Une machine charge le combustible neuf à une extrémité du canal et l'autre machine décharge le combustible irradié de l'autre extrémité.

Espagnol

Conserver la fiche 56

Fiche 57 - données d’organisme externe 2005-06-23

Anglais

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

Reactor and turbine control. ... A reduction below defined specifications of the effectiveness of a system for: (a) controlling reactor-power; (b) controlling the pressure and inventory of the primary heat transport system; or (c) protecting the steam turbine.

Français

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

Régulation du réacteur et de la turbine. [...] Une réduction de l'efficacité d’un système en deçà des spécifications définies pour : a) contrôler la puissance du réacteur; b) contrôler la pression et l'inventaire du circuit caloporteur primaire; c) protéger la turbine à vapeur.

Espagnol

Conserver la fiche 57

Fiche 58 - données d’organisme externe 2002-03-27

Anglais

Subject field(s)
  • Pumps
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Science and Technology
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
DEF

Primary coolant pumps: Pumps especially designed or prepared for circulating the primary coolant for nuclear reactors. [Nuclear Non-Proliferation Import and Export Control Regulations]

Français

Domaine(s)
  • Pompes
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Sciences et techniques nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
DEF

Pompe qui assure la circulation du fluide caloporteur dans le circuit primaire d’un réacteur.

OBS

Cette pompe envoie l'eau extraire la chaleur du réacteur. Injectée au niveau du tiers supérieur de la cuve, l'eau descend dans l'espace compris entre la paroi de la cuve et la chemise extérieure du panier contenant les éléments combustibles, traverse le coeur de bas en haut et retourne dans le générateur de vapeur de la boucle d’où elle sera réaspirée par la pompe. L'ensemble des boucles forme le circuit primaire du réacteur.

OBS

On retrouve «pompe du circuit primaire de refroidissement» dans le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire.

Espagnol

Conserver la fiche 58

Fiche 59 2001-05-17

Anglais

Subject field(s)
  • Waste Management
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

... fine sludge is sent first to primary reactors where it is mixed with selected acids (to solubilize metals) and with a chelating agent (to complex the metals once they are solubilized).

Français

Domaine(s)
  • Gestion des déchets
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

[...] le procédé consiste d’abord à faire passer les boues fines dans des réacteurs primaires où elles sont mélangées avec des acides présélectionnés pour solubiliser les métaux et avec un chélateur pour complexer les métaux une fois ceux-ci solubilisés.

Espagnol

Conserver la fiche 59

Fiche 60 - données d’organisme externe 2000-08-31

Anglais

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

Controlled Nuclear Equipment. ... Nuclear reactors and especially designed or prepared equipment and components therefor, including: Complete nuclear reactors ... Nuclear reactor vessels ... Nuclear reactor fuel charging and discharging machines ... Nuclear reactor control rods and equipment ... Nuclear reactor pressure tubes ... Zirconium tubes ... Primary coolant pumps ... Nuclear reactor internals ... Heat exchangers ... Neutron detection and measuring instruments ...

OBS

Regulation cited: Nuclear Non-proliferation Import and Export Control Regulations.

Français

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

Équipement nucléaire contrôlé. [...] Réacteurs nucléaires et équipements et composants spécialement conçus ou préparés pour ces réacteurs, notamment :[...] Réacteurs nucléaires complets [...] Cuves pour réacteurs nucléaires [...] Machines pour le chargement et le déchargement du combustible nucléaire [...] Barres de commande pour réacteurs et équipements connexes [...] Tubes de force pour réacteurs [...] Tubes de zirconium [...] Pompes du circuit primaire de refroidissement [...] Internes de réacteur nucléaire [...] Échangeurs de chaleur [...] Instruments de détection et de mesure des neutrons [...]

OBS

Règlement cité : Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire.

Espagnol

Conserver la fiche 60

Fiche 61 - données d’organisme externe 2000-08-09

Anglais

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

Français

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

Espagnol

Conserver la fiche 61

Fiche 62 - données d’organisme externe 2000-03-08

Anglais

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

"primary heat transport system" means that system of components which permit the transfer of heat from the fuel in the reactor to the steam generators or other heat exchangers employing secondary cooling.

Français

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

«circuit caloporteur primaire» Ensemble des composants qui permet le transfert de la chaleur du combustible dans le réacteur jusqu'aux générateurs de vapeur ou jusqu'à d’autres échangeurs de chaleur utilisant un système de refroidissement secondaire.

Espagnol

Conserver la fiche 62

Fiche 63 - données d’organisme externe 1998-01-12

Anglais

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

Failure of control of the reactor main coolant pressure and inventory control system + failure of the reactor main coolant system instrumented pressure relief valves to open.

Français

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

Défaillance du système de contrôle du volume et de la pression du système caloporteur primaire du réacteur + défaillance des soupapes de sûreté instrumentées, du système caloporteur primaire du réacteur à ouvrir.

Espagnol

Conserver la fiche 63

Fiche 64 - données d’organisme externe 1994-12-13

Anglais

Subject field(s)
  • Fluid Mechanics and Hydraulics (Physics)
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

The analysis shall assume the reactor coolant main circulating pumps do not continue to operate unless the following can be shown to the satisfaction of the AECB: ... cavitation effects will not trip the main circulating pumps ....

Français

Domaine(s)
  • Mécanique des fluides et hydraulique (Physique)
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

On doit supposer dans l'analyse que les pompes du système caloporteur primaire du réacteur ne continuent pas de fonctionner à moins qu'on puisse montrer à la satisfaction de la CCEA que :[...] les effets de la cavitation n’ entraîneront pas l'arrêt des pompes du système caloporteur primaire [...]

Espagnol

Conserver la fiche 64

Fiche 65 - données d’organisme externe 1994-12-12

Anglais

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

... a feeder failure is to be analyzed with a failure of rapid cooldown of the steam generators and separately with a failure to close of the isolation devices on the interconnects between the reactor main coolant loops.

Français

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

[...] une défaillance de conduite d’alimentation doit être analysée avec une défaillance du refroidissement rapide des générateurs de vapeur et séparément avec une défaillance des dispositifs d’isolement des interconnexions entre les boucles principales du système caloporteur primaire du réacteur à se fermer.

Espagnol

Conserver la fiche 65

Fiche 66 - données d’organisme externe 1994-12-12

Anglais

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

Failure resulting in the opening of the instrumented pressure relief valves of the reactor main coolant system + failure of the relief valves on the blowdown tank to reclose.

Français

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

Défaillance entraînant l'ouverture de soupapes de sûreté instrumentées, du système caloporteur primaire du réacteur + défaillance des soupapes de sûreté du réservoir de vidange à se refermer.

Espagnol

Conserver la fiche 66

Fiche 67 - données d’organisme externe 1994-12-12

Anglais

Subject field(s)
  • Pipes and Fittings
  • Nuclear Science and Technology
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Failure at any location of any small pipe connected to the reactor main coolant system (such as an instrument line) where crimping is the accepted method of isolation.

Français

Domaine(s)
  • Tuyauterie et raccords
  • Sciences et techniques nucléaires
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Défaillance en un point quelconque d’une petite conduite raccordée au système caloporteur primaire du réacteur(comme une conduite d’instrumentation) où le sertissage est la méthode acceptée d’isolement.

Espagnol

Conserver la fiche 67

Fiche 68 - données d’organisme externe 1994-12-12

Anglais

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

... a feeder failure is to be analyzed with a failure of rapid cooldown of the steam generators and separately with a failure to close of the isolation devices on the interconnects between the reactor main coolant loops.

Français

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

[...] une défaillance de conduite d’alimentation doit être analysée avec une défaillance du refroidissement rapide des générateurs de vapeur et séparément avec une défaillance des dispositifs d’isolement des interconnexions entre les boucles principales du système caloporteur primaire du réacteur à se fermer.

Espagnol

Conserver la fiche 68

Fiche 69 - données d’organisme externe 1994-12-12

Anglais

Subject field(s)
  • Closing Devices and Nozzles (Mechanical Components)
  • Nuclear Science and Technology
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Failure resulting in the opening of the instrumented pressure relief valves of the reactor main coolant system.

Français

Domaine(s)
  • Obturateurs et buses (Composants mécaniques)
  • Sciences et techniques nucléaires
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Défaillance résultant de l'ouverture des soupapes de sûreté instrumentées, du système caloporteur primaire du réacteur.

Espagnol

Conserver la fiche 69

Fiche 70 - données d’organisme externe 1994-10-18

Anglais

Subject field(s)
  • Pipes and Fittings
  • Nuclear Science and Technology
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Small Lines. For ductile piping of small bore, crimping of the pipe is a possible means of providing an isolation barrier instead of a valve. ... In the case of primary heat transport system instrument lines, the following extra conditions are required: ... the relevant release limits must be shown not to be exceeded during the period in which the reactor is shut down consequent to the failure, and the crimping is executed ....

Français

Domaine(s)
  • Tuyauterie et raccords
  • Sciences et techniques nucléaires
  • Centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Petites canalisations. Pour les canalisations ductiles de faible calibre, le fait de les aplatir peut tenir lieu de barrière d’isolement à la place d’une vanne. [...] Dans le cas des canalisations reliées aux appareils de mesure du circuit caloporteur primaire, les conditions supplémentaires suivantes doivent être remplies :[...] les mesures de rejet ne doivent pas dépasser les limites pertinentes au cours de la période pendant laquelle le réacteur est neutralisé après une défaillance, et que l'aplatissement est effectué [...]

Espagnol

Conserver la fiche 70

Fiche 71 1980-03-25

Anglais

Subject field(s)
  • Deterioration of Metals
DEF

A sudden loosening of crud deposits and build-up at points within the primary heat transport system following a chemical, hydraulic or temperature transient.

OBS

Applies to the CANDU nuclear reactors.

Français

Domaine(s)
  • Altération des métaux
DEF

Détachement soudain des dépôts de produits de corrosion suivi d’une accumulation en certains endroits du système de caloportage primaire [du réacteur nucléaire CANDU] et dû à des transitoires chimique, hydraulique ou de température.

Espagnol

Conserver la fiche 71

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