Option STAR MINES NANTES. PROJETS de fin d étude. Systèmes et Technologies Associés aux Réacteurs Nucléaires

Dimension: px
Commencer à balayer dès la page:

Download "Option STAR MINES NANTES. PROJETS de fin d étude. Systèmes et Technologies Associés aux Réacteurs Nucléaires"

Transcription

1 MINES NANTES PROJETS de fin d étude Option STAR Systèmes et Technologies Associés aux Réacteurs Nucléaires 24, 25, 26 juin et 2 septembre 2013 > Amphithéâtre Georges Besse 24 juin 2013 / Amphithéâtre Georges Besse 10h15 EDF R&D (Clamart 92) Quantification des incertitudes relatives aux flux dans le cadre du développement d un nouvel outil d évaluation de la fluence cuve. Le site de Clamart est le siège de la R&D d EDF et y abrite les fonctions centrales ayant pour objectif de contribuer à l amélioration de la performance des unités opérationnelles du Groupe et de préparer les relais de croissance à moyen et long terme. La cuve d un réacteur nucléaire est un élément irremplaçable dont la durée de vie conditionne celle de la centrale. Le flux de neutrons d énergie supérieure à 1 MeV reçu par la cuve est un indicateur de sa fragilisation sous irradiation. Afin de suivre ce flux, EDF R&D a développé un outil appelé EFLUVE3D reposant sur l utilisation de matrices d importance. Dans ce contexte, le stage se déroule au sein du groupe «sûreté et physique du cycle» appartenant au département SINETICS (SImulations NEutroniques, Technologies de l Information et Calculs Scientifiques) de la direction R&D d EDF à Clamart. L objectif de l étude est de mettre au point un utilitaire en C++ se basant sur une nouvelle méthode développée par le CEA/SERMA afin de calculer la propagation des incertitudes liées à l utilisation de matrices d importance construites avec une source de référence mais utilisées avec des sources neutroniques issues de l exploitation.

2 11h30 AREVA/Intercontrole (Chalon Sur Saone, 71) Amélioration d une méthode monocapteur de reconstruction de surface. Intercontrôle, filiale d AREVA, est spécialisée dans le contrôle non destructif (CND) de composants de centrales nucléaires. En plus d inspections en service, Intercontrôle exerce ses compétences en études et développement, qualification de procédés, ventes de logiciels et d équipements destinés aux secteurs de l énergie, mais également du transport, de l aéronautique ou du spatial. Intercontrôle est le leader mondial dans le contrôle des cuves de réacteur à eau sous pression. Le stage se place dans le cadre du développement d une méthode de reconstruction tridimensionnelle de surface par une technique monocapteur. Elle sera à terme utilisée pour effectuer des contrôles visuels automatisés de composants. Le principal objectif du stage est d améliorer le procédé en ajoutant l utilisation de lumière structurée. Dans un premier temps, le stage consiste à la réalisation d une étude paramétrique de la méthode avec lumière structurée afin de déterminer une configuration optimale. Ensuite, l objectif est l optimisation de la technique utilisée en travaillant sur l acquisition et le traitement numérique. Enfin, en dernière partie, une démonstration des performances est réalisée dans les conditions de 2 applications concrètes de contrôle en service. 14h00 AREVA TA (Aix en Provence, 13) Evaluation des marges thermohydraulique sur les Réacteurs de Recherche Approche statistique. La mission se déroule chez AREVA TA sur le site d Aix-en-Provence au sein du Business Group «réacteurs et services» et du département «Thermohydraulique, physique du combustible». Ce département travaille sur les réacteurs nucléaires de propulsion navale et également sur la conception des réacteurs de recherche. Les études thermohydrauliques de sûreté visent à garantir l intégrité de la première barrière de confinement (combustible) via les études de réfrigération du cœur. En ce sens, les incertitudes sur l ensemble des paramètres d intérêt sont à intégrer à l analyse, en particulier les incertitudes des modèles physiques et des données technologiques. L objet du stage est d évaluer le poids de ces différentes incertitudes (géométrie, modèles physiques, répartition de puissance dans le cœur) sur les performances d un réacteur expérimental. Une comparaison entre les méthodes déterministes (cumul additif de toutes les incertitudes) et les méthodes statistiques (cumul quadratique, méthode type Monte Carlo) est à réaliser afin de mettre en évidence les marges sur les critères de sûreté apportées par les approches statistiques de propagation des incertitudes. Ces marges gagnées permettraient de réduire les coûts de construction tout en garantissant la sûreté. Les codes de thermohydraulique CATHARE et FLICA seront utilisés pour ces études. Le cas d application étudié sera le RJH. 15h15 Assystem (Tours, 37) Conception d un outil de modélisation d inondation interne d un bâtiment. Assystem est né de la fusion d Atem, créée en 1966 et spécialisée dans l organisation de la mise en service d unités industrielles (nucléaire, sidérurgie,...) et d Alphatem, filiale commune avec Cogema créée en 1994 et dédiée au nucléaire. Fort de 45 ans d expérience, Assystem est désormais un partenaire de référence pour les plus grands groupes industriels mondiaux. Le groupe emploie collaborateurs à travers le monde et a réalisé un chiffre d affaires de 855 M en Dans le cadre de la sûreté des installations nucléaires, les phénomènes mettant à l épreuve l intégrité de ces installations (accident aérien, séisme, incendie, inondations) doivent être étudiés. Le projet consiste à concevoir un outil de modélisation des inondations internes (généralement dues à une fuite ou rupture de tuyauterie du circuit d eau) d un bâtiment du site de l EPR de Flamanville. Cet outil doit être en mesure de déterminer le niveau maximal d eau atteint dans les locaux du bâtiment, ainsi que le temps de remplissage, avant que l inondation interne ne pose des problèmes de sûreté. De plus, afin de pouvoir utiliser cet outil ailleurs qu à Flamanville, il doit être développé en posant de nombreuses variables (nombre de salles, volume des salles, diamètre des canalisations)

3 9h00 25 juin 2013 / Amphithéâtre Georges Besse EDF CNEPE (Tours, 37) Modélisation et optimisation de chaîne de refroidissement de sûreté. Le Centre National d Equipement de Production d Electricité (CNEPE) est le centre d ingénierie d EDF chargé de fournir les produits et services d ingénierie concernant les installations de l îlot conventionnel et de la source froide des centrales nucléaires. Dans le cadre de la construction de l EPR Flamanville 3 et des nouveaux projets nucléaires à l international, EDF doit proposer un design de centrale optimisé en termes de sûreté et de faisabilité technique. L objectif du stage est d évaluer plusieurs outils de modélisation et d optimisation thermo-hydraulique de la source froide de sûreté pour les nouveaux projets d EDF. On peut notamment citer le code Flowmaster distribué par Engine Soft, les codes SERS et TEFERI, développés en interne par EDF.Cette évaluation passe par l étude des fonctionnalités offertes par les outils de modélisation et le développement de programmes utilitaires en VBA pour l étude du fonctionnement des matériels de la source froide. L outil jugé le plus pertinent sera alors utilisé pour les avant-projets sommaires en cours d EDF et fera l objet de la rédaction d un guide d utilisation. Il s agit au final de proposer une méthodologie pour la conception de l architecture de la source froide et le dimensionnement des différents circuits et échangeurs de chaleur. 10h15 EDF/CNEN (Montrouge, 92) Mis à jour du simulateur EPR. Le Centre National d Equipement Nucléaire (CNEN) est en charge des projets du nouveau nucléaire en France et à l international (Etats-Unis, Chine, Royaume-Uni...). L EPR (European Pressurized Reactor), réacteur de génération 3 est donc le fer de lance de l unité. En plus du pilotage global du projet, le CNEN assure plus particulièrement la conception détaillée de l ilot nucléaire. Le groupe «Contrôle-Commande Simulation Imagerie» (groupe CSI), au sein duquel se déroule le stage, est chargé de l étude et de la conception du simulateur du réacteur EPR. Les objectifs du simulateur sont de pouvoir former les futurs opérateurs de l EPR, de réaliser des essais sur le comportement de l installation nucléaire et sur les Facteurs Humains, et d être un appui à l ingénierie. Le but du stage est de participer à la mise à jour du simulateur à la configuration EAC (Essai en Arrêt à Chaud). Pour cela, les modifications (contrôle-commande et procédé) à apporter sur chaque système élémentaire sont implémentées sur la base des documents de conception de l EPR. Ensuite des scénarii de tests fonctionnels doivent être rédigés pour être déroulés sur le simulateur ainsi modifié, afin de s assurer qu il représente le plus fidèlement possible le fonctionnement de la tranche tel que prévu dans les études de conception. 11h30 Autorité de Sûreté Nucléaire (Lyon, 69) Révision des autorisations de prélèvements d eau et de rejets de la centrale nucléaire de Saint-Alban Saint-Maurice. L Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) assure, au nom de l État, le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France. Conformément à l article 26 du décret du 2 novembre 2007 de la loi TSN relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, l exploitant d une centrale nucléaire ne peut mettre en œuvre son projet sans accord de l ASN. Ceci concerne également les demandes de modifications temporaires de l installation et des règles générales d exploitation. Au sein de la division de Lyon de l ASN, ce stage a pour objectif principal l instruction du dossier de demande de modifications des autorisations transmis par l exploitant. Les projets de prescriptions, objets du stage, sont établis en accord avec la réglementation en vigueur sur la base d études fournies par l exploitant et enrichis au moyen d échanges avec les inspecteurs de l ASN, l exploitant et les services de l Etat concernés. Les autorisations seront accordées par décisions fixant les limites et les modalités des prélèvements d eau et des rejets.

4 14h00 DCNS (Nantes, 44) Contribution à l optimisation du système de conversion d énergie couplé à un petit réacteur nucléaire électrogène. DCNS est un leader mondial du naval de défense et un innovateur dans l énergie. Son activité s étend de la conception jusqu au retrait du service. Dans le cadre du développement de ses activités dans le nucléaire civil, DCNS étudie le prototype FLEXBLUE d une unité immergée de production d énergie électronucléaire de petite puissance. Ce concept est en phase de faisabilité et s associe dans des programmes de travaux avec les principaux acteurs du nucléaire tels AREVA, EDF et le CEA. Au sein de la branche DIEP (Division Ingénierie Energie Propulsion), la démarche lors de cette mission est dans un premier temps de construire et/ou consolider les modèles numériques traduisant le comportement thermodynamique, le dimensionnement et le coût des différents composants formant le cycle secondaire du FLEXBLUE en s appuyant sur diverses normes (HEI : Heat Exchange Institute, EDF, CODAP). Dans un second temps, le but est de tendre vers un dimensionnement optimal du prototype FLEXBLUE en se référant aux diverses données technico-économiques fournies par les simulations statiques du cycle. En dernier lieu, il s agit de mener une analyse technico-économique du cycle entier afin de déterminer les conditions de fonctionnement optimum pour chaque composant et ainsi, obtenir un prix de production du kilowatt-heure le plus intéressant possible en vue de la commercialisation du système. 15h15 Steag Energy Services GmbH, Essen (Germany) Calculation of the activation of structural materials in a pressurized water reactor with ATTILA. As Germany s fifth largest electricity generator, Steag carries out projects in the area of construction and modernization of fossil fuel-fired and nuclear facilities. Its nuclear technologies division is providing engineering services in the fields of safety and radiation protection calculations, planning and construction of radioactive waste storage facilities and also decommissioning and dismantling of nuclear facilities. With the 2022 German deadline for all nuclear power plants to be shut down, the division intends to increase its competencies in the latter domain. In this context, the internship aims at calculating the neutron activation of structural materials in the reactor vessel and the surrounding structures: such calculations can be used during the dismantling process to evaluate the number and type of nuclear waste containers or to determine the dose rate of activated material which gives a quantitative idea of the radiological risks. The first step of this internship is to compute the neutron flux distribution with the use of the deterministic code ATTILA and compare it with the given Monte- Carlo code MCNP results. In the second step, the new Fornax module of ATTILA is used to estimate the nuclear activation in the different structural materials. 26 juin 2013 / Amphithéâtre Georges Besse 9h00 AREVA NP (Lyon, 69) Etude de la propagation de la réaction sodium-eau dans les générateurs de vapeur d ASTRID. AREVA NP, entité du groupe AREVA, leader mondial de l énergie nucléaire, participe actuellement à un programme de R&D en collaboration avec le CEA et EDF, visant à mettre au point un concept industriel de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium : le Sodium Fast Reactor. La réalisation d un démonstrateur de cette filière, appelé ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), est prévue à l horizon Ce stage se déroule au sein du département mécanique du business group «Engineering & Projects». Il consiste à étudier l impact et la propagation de la réaction sodium-eau (RSE) exothermique en cas de fuite au sein des générateurs de vapeurs (GV), interface entre les circuits de sodium et d eau. Les missions sont tout d abord de prendre en main les codes de calculs Mectub et Propana, qui modélisent les dommages aux tubes provoqués par la RSE. Des scénarii de propagation de RSE seront ensuite déterminés en fonction de la position de la brèche initiale dans le GV, ainsi que le nombre de tubes rompus en fonction du temps. Enfin, ces résultats seront mis en parallèle avec les performances des systèmes de détection de RSE et les conséquences sur la sûreté seront analysées.

5 10h15 EDF-DPN (Chooz, 08) Optimisation du pilotage en réglage secondaire de fréquence. Le Centre Nucléaire de Production d Electricité (CNPE) de Chooz est l une des 19 centrales exploitées par EDF, premier producteur mondial d électricité d origine nucléaire. Implantée dans les Ardennes, elle est constituée de deux réacteurs de 1450MWe. Dans une optique d amélioration continue, l objectif du stage consiste à analyser puis optimiser le pilotage pour un type de transitoire demandé par le réseau électrique : le réglage secondaire de fréquence. Egalement appelé téléréglage, ce programme contribue à réduire rapidement les écarts de puissance entre demande et disponibilité. Le but est de créer une fiche pratique à usage des opérateurs en salle de commande, et d étudier la faisabilité d une augmentation de la puissance de participation du réglage secondaire de fréquence. La première étape réside en une analyse du retour d expérience sur le palier N4 (CNPE Chooz et Civaux). Lors de cette phase, les scenarios problématiques sont identifiés. En parallèle, la rédaction de la fiche pratique commence. La seconde partie est dédiée aux simulations neutroniques (via le logiciel SimuN1D), qui permettent d évaluer la réponse du système. Le travail consiste ensuite à mettre en place, suivre, et analyser des essais sur le site en fonctionnement. La décision finale concernant l augmentation de participation peut alors être prise, et la note de pilotage est rendue opérationnelle. 11h30 EDF CNPE du Blayais (Braud et Saint-Louis, 33) Déclinaison opérationnelle des évolutions (Post-Fukushima) du référentiel national de crise dans l organisation locale de crise. EDF, premier producteur et fournisseur d électricité (principalement d origine nucléaire) en France et dans le monde, est présente dans plus de 30 pays: en Europe, Amérique et en Asie, tant dans la production et la distribution d électricité que dans les services. Le stage se déroule au Centre Nucléaire de Production d Electricité (CNPE) du Blayais, au sein du service Qualité, Sécurité, Prévention des Risques. En situation d urgence, il peut être nécessaire de mettre en place des matériels pour assurer la sûreté des installations. Ces matériels ont un rôle primordial dans la gestion technique de la crise. De plus, une inspection internationale, axée sur l opérabilité de l organisation de crise dans son ensemble (matériel, locaux, etc), et une seconde nationale, orientée contrôle de conformité du fond documentaire et suivi des actions, auront lieu en fin d année. La mission de stage a pour but de faire progresser l opérabilité de la mise en œuvre des matériels précités. La garantie de cette opérabilité dépend : de la formation des agents d astreinte, de la disponibilité de ces matériels, d une documentation opératoire à jour, des outillages nécessaires à la mise en place (manutention, alimentation autonome, etc). Cette mission contribue majoritairement à la préparation de ces deux inspections. 14h15 Areva TA (Aix-en-Provence, 13) Calcul de fluence neutronique dans les absorbants mobiles d un cœur de propulsion navale. Intégré au pôle Réacteurs & Services d AREVA, AREVA TA est essentiellement présent sur les marchés de la défense et du transport. Sa mission principale est de concevoir, réaliser et entretenir les chaufferies nucléaires destinées aux sous-marins et porte-avions de la marine française. Au sein de l unité de production «Neutronique, Sûreté et Criticité», le projet s inscrit dans le cadre d études de conception menées sur la prochaine génération de cœurs qui équiperont le porte-avions Charles de Gaulle. L objectif de ce stage est de développer de nouveaux outils de post-traitement des données permettant de calculer la fluence neutronique dans les absorbants mobiles d un cœur de propulsion navale. L outil de posttraitement MURENA2, développé et utilisé par Areva TA, ne permet pas actuellement de réaliser ce calcul. Or, la fluence reçue par les matériaux d un milieu entraine des déplacements atomiques qui peuvent, à terme, altérer leurs propriétés mécaniques. L étude de ces données permettra donc de valider le dimensionnement mécanique de ces composants et renforcera les études de sûreté de ces chaufferies. La mission comprendra une première étape de développement, suivie par une phase de validation des résultats obtenus et se terminera par le calcul de fluences, qui seront transmises à l équipe en charge des calculs de tenue mécanique. Soutenance confidentielle

6 15h15 AREVA NP (Paris, La Défense, 92) Spectre de brèches de Masses et Énergies Libérées lors d une Rupture de Tuyauterie Vapeur. AREVA NP est une entité du groupe AREVA, leader mondial du secteur nucléaire. Ce stage a lieu au sein de la section PEPRB-F de la Direction Ingénierie et Projets, section chargée des études d accidents de thermohydraulique pouvant intervenir sur les différents paliers des réacteurs à eau pressurisée. L objectif est d analyser, au moyen de simulations, l impact de la taille de brèche en cas de rupture de tuyauterie vapeur sur les masses et énergies libérées et la pression enceinte dans une centrale de palier 1300 MWe, de vérifier les critères de sûreté. Les circuits primaire et secondaire, ainsi que le contrôle commande, d une centrale de palier 1300 MWe sont modélisés. Une brèche en sortie d un générateur vapeur côté secondaire est simulée pour le transitoire. Un aggravant de défaillance d arrêt automatique de la pompe primaire de la boucle du générateur vapeur affecté est ajouté (la pompe ne s arrête pas). Les calculs sont réalisés par deux codes de thermo-hydraulique (MANTA et CONPATE4). Une sensibilité à la taille de brèche, et une analyse de la physique du transitoire, permet d évaluer son impact sur les masses et énergie libérées et sur le pic de pression enceinte afin de pouvoir déterminer la taille de brèche la plus pénalisante. 2 Septembre 2013 / Amphithéâtre Georges Besse 10h15 AREVA NP (Lyon, 69) Recherche et optimisation neutronique de nouveaux matériaux pour des grappes de contrôle. AREVA NP, entité du groupe AREVA, leader mondial de l énergie nucléaire, fournit les grappes de contrôle des réacteurs du parc français. L augmentation du prix d un des matériaux composants ces grappes (l argent) ainsi qu une future réglementation sur un autre (le cadmium) poussent AREVA à en développer de nouveaux. Le projet se déroule au sein du département neutronique «FDN-F» (Fuel Design Neutronic) au sein de la «FMBU» (Fuel Manufacturing Business Unit). L objectif de la mission est donc d effectuer des calculs de réactivité afin de trouver des matériaux de remplacement, et d obtenir des grappes aux performances neutroniques équivalentes à celles présentes sur le parc actuellement. Dans un premier temps, la mission consiste à déterminer quels matériaux peuvent être utilisés, en se basant sur des études internes déjà réalisées et sur ce que fait la concurrence, notamment russe. Une fois ces matériaux choisis, plusieurs simulations seront réalisées afin de déterminer quelle composition leur donner pour obtenir les performances souhaitées, leur perte d efficacité en fonction de leur présence sous flux neutronique et d évaluer leur activation après usage pour pouvoir déterminer le type de stockage. 14h00 Double diplôme avec Shanghai Jiao Tong University EDF R&D Département SINETICS (Clamart, 92) Evaluation du code MAAP5 comme un outil de crise pour la simulation du terme source en accidents graves. Un accident grave peut être caractérisé par une perte de réfrigérant cumulé à la fusion partielle ou complète du cœur du réacteur. Pendant l accident grave, un outil de crise permet à l équipe de crise de simuler le comportement du réacteur et l impact des différents systèmes de mitigation sur le déroulement de l accident. Le module REJETS de la chaîne CRISALIDE est actuellement utilisé pour pronostiquer le terme source relâché dans l environnement, avec deux modes de fonctionnement : un mode autonome pour lequel les conditions limites sont saisies indépendamment du transitoire thermohydraulique, et un mode chaîné qui couple les résultats fournis par le module de thermohydraulique avec les modèles de relâchement des PF jusqu aux rejets dans l environnement. De plus, REJETS propose le calcul du terme source pour un accident de manutention du combustible en piscine. L objectif principal du stage est d évaluer la capacité de MAAP5 (Modular Accident Analysis Program) à se substituer au module REJETS dans l étude du terme source pour les deux modes de fonctionnement et pour l accident de manutention du combustible.

7 Automne 2013 Double diplôme avec l Ecole Polytechnique de Montreal CEA Cadarache (Saint Paul Lez Durance, 13) Étude des performances de solveurs déterministes sur un cœur rapide à caloporteur sodium. Le projet ASTRID, fruit d une coopération entre les principaux acteurs de l énergie nucléaire en France, à savoir AREVA, EDF et le CEA, est un nouveau concept de réacteur rapide à caloporteur sodium, et devrait voir le jour à l horizon Le site de Cadarache du CEA est historiquement lié au développement de ce concept, à travers les expériences passées Rapsodie, Phénix et Superphénix. Le but de cette mission est de contribuer à évaluer les performances des grandes classes de méthodes de résolution déterministe de l équation du transport en vue des études de conception détaillées du prototype ASTRID. Ces grandes classes se distinguent par un traitement spécifique de la variable angulaire et leur implémentation dans les codes de calcul par des méthodes de résolution en espace différentes (méthodes nodales variationnelles, éléments finis). Les différents solveurs transport 3D disponibles au CEA et à Polytech Montréal ont été mis en œuvre et comparés sur un benchmark représentatif d ASTRID permettant d évaluer leur capacité en termes de précision, de rapidité, et de stabilité. En particulier, les effets de barre de contrôle et de vidange sodium représentent les points délicats du nouveau design, et il est donc crucial de pouvoir les calculer précisément. Juin service de la communication

Avis de l IRSN sur la tenue en service des cuves des réacteurs de 900 MWe, aspect neutronique et thermohydraulique

Avis de l IRSN sur la tenue en service des cuves des réacteurs de 900 MWe, aspect neutronique et thermohydraulique Avis DSR/2010-065 26 février 2010 Avis de l IRSN sur la tenue en service des cuves des réacteurs de 900 MWe, aspect neutronique et thermohydraulique Par lettre du 19 février 2009, l Autorité de sûreté

Plus en détail

Comité scientifique de l ANCCLI

Comité scientifique de l ANCCLI Comité scientifique de l ANCCLI Suivi des visites décennales des installations nucléaires de base et implication dans le suivi de leur fonctionnement Guide méthodologique à l intention des commissions

Plus en détail

La perte des systèmes de refroidissement La perte des alimentations électriques

La perte des systèmes de refroidissement La perte des alimentations électriques La perte des systèmes de refroidissement La perte des alimentations électriques Séminaire IRSN / ANCCLI du 14 septembre 2011 Pascal QUENTIN IRSN - Direction de la sûreté des réacteurs 1 Trois fonctions

Plus en détail

REACTEURS A EAU PRESSURISEE

REACTEURS A EAU PRESSURISEE REACTEURS A EAU PRESSURISEE Stage LIESSE Durée : 3 jours Date : 19,20 et 21 mai 2008 Lieu : Cherbourg Ecole des applications militaires de l énergie atomique ( E.A.M.E.A. ) BP19 50115 CHERBOURG ARMEES

Plus en détail

Annexe 13 Réexamens de sûreté et visites décennales des réacteus à eau sous pression

Annexe 13 Réexamens de sûreté et visites décennales des réacteus à eau sous pression Annexe 13 Réexamens de sûreté et visites décennales des réacteus à eau sous pression 10 juin 2011 Réexamens de sûreté et visites décennales (VD) Sur le plan réglementaire, il n y a pas en France de limitation

Plus en détail

Autorité de sûreté nucléaire et Bilan du contrôle de la centrale nucléaire de Saint-Alban / Saint-Maurice en 2013

Autorité de sûreté nucléaire et Bilan du contrôle de la centrale nucléaire de Saint-Alban / Saint-Maurice en 2013 Autorité de sûreté nucléaire et Bilan du contrôle de la centrale nucléaire de Saint-Alban / Saint-Maurice en 2013 CLI de Saint-Alban / Saint-Maurice l Exil 19 mai 2014 19/05/2014 1 L Autorité de sûreté

Plus en détail

Montrouge, le 9 février 2015. Centre national d équipement nucléaire (CNEN) EDF 97 avenue Pierre Brossolette 92120 MONTROUGE

Montrouge, le 9 février 2015. Centre national d équipement nucléaire (CNEN) EDF 97 avenue Pierre Brossolette 92120 MONTROUGE RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIRECTION DES CENTRALES NUCLEAIRES Montrouge, le 9 février 2015 Réf. : CODEP-DCN-2015-002998 Monsieur le Directeur Centre national d équipement nucléaire (CNEN) EDF 97 avenue Pierre

Plus en détail

REACTEURS A EAU PRESSURISEE

REACTEURS A EAU PRESSURISEE REACTEURS A EAU PRESSURISEE Stage LIESSE Durée : 3 jours Date : du lundi 04 mai au mercredi 06 mai 2015 Lieu : Cherbourg Ecole des applications militaires de l énergie atomique (E.A.M.E.A.) CC19 50115

Plus en détail

PANTHERE logiciel 3D pour la simulation des débits de doses gamma pour installations nucléaires complexes

PANTHERE logiciel 3D pour la simulation des débits de doses gamma pour installations nucléaires complexes PANTHERE logiciel 3D pour la simulation des débits de doses gamma pour installations nucléaires complexes Matthieu LONGEOT EDF/SEPTEN Division Transfert Env. Radioprotection Journées SFRP «Code de Calcul

Plus en détail

Master Ingénierie Nucléaire Master of Science Nuclear Energy

Master Ingénierie Nucléaire Master of Science Nuclear Energy Master Ingénierie Nucléaire Master of Science Nuclear Energy Frederico Garrido et Bertrand Reynier Université Paris-Sud, Orsay Campus Ecole Nationale Supérieure des Techniques Avancées ParisTech frederico.garrido@u-psud.fr

Plus en détail

L IRSN a expertisé le management de la sûreté et de la radioprotection dans le groupe AREVA

L IRSN a expertisé le management de la sûreté et de la radioprotection dans le groupe AREVA 14 décembre 2011 L IRSN a expertisé le management de la sûreté et de la radioprotection dans le groupe AREVA Le groupe AREVA a transmis à l autorité de sûreté nucléaire (ASN), en janvier 2010, un rapport

Plus en détail

Montrouge, le 18 juillet 2014. Division Production Nucléaire EDF Site Cap Ampère 1 place Pleyel 93 282 SAINT-DENIS CEDEX

Montrouge, le 18 juillet 2014. Division Production Nucléaire EDF Site Cap Ampère 1 place Pleyel 93 282 SAINT-DENIS CEDEX RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIRECTION DES CENTRALES NUCLEAIRES Montrouge, le 18 juillet 2014 Réf. : CODEP-DCN-2014-018653 Monsieur le Directeur Division Production Nucléaire EDF Site Cap Ampère 1 place Pleyel

Plus en détail

CENTRALE NUCLEAIRE DE FESSENHEIM

CENTRALE NUCLEAIRE DE FESSENHEIM CENTRALE NUCLEAIRE DE FESSENHEIM Bienvenue Juin 2013 SOMMAIRE 1. LA PRODUCTION D ÉLECTRICITÉ EN FRANCE LE MIX ÉNERGÉTIQUE EDF EN 2012 LES COÛTS DE PRODUCTION L EMPILEMENT DES MOYENS DE PRODUCTION 2. LE

Plus en détail

En cas d accident se produisant dans une centrale

En cas d accident se produisant dans une centrale 1 8 Activités internationales dans le domaine de la préparation à la gestion de crise Développement d un outil informatique pour l évaluation du terme source en cas d accident affectant un réacteur à eau

Plus en détail

Génie civil & Travaux spéciaux

Génie civil & Travaux spéciaux Génie civil & Travaux spéciaux Plus de 50 ans d expérience au service des acteurs du nucléaire L histoire de NTS (Nuvia Travaux Spéciaux) est profondément liée à celle du nucléaire en France. Initialement

Plus en détail

Baligh EL HEFNI. Défi INTEP Projet EPO/Lot A2 «Aide au pilotage de transitoires rares» EDF R&D Département STEP baligh.el-hefni@edf.

Baligh EL HEFNI. Défi INTEP Projet EPO/Lot A2 «Aide au pilotage de transitoires rares» EDF R&D Département STEP baligh.el-hefni@edf. Modèle physique/neutronique en Modelica d un outil d aide au pilotage du transitoire sensible de montée en puissance à 3%Pn/h après rechargement Maquettage d un outil d aide au pilotage sous Excel/VB Défi

Plus en détail

CONFÉRENCE DE PRESSE. 3 septembre 2015. Jean-Bernard LÉVY Président-Directeur Général

CONFÉRENCE DE PRESSE. 3 septembre 2015. Jean-Bernard LÉVY Président-Directeur Général CONFÉRENCE DE PRESSE 3 septembre 2015 Jean-Bernard LÉVY Président-Directeur Général Xavier URSAT Directeur Exécutif Ingénierie et Projets Nouveau Nucléaire EDF, ÉLECTRICIEN RESPONSABLE CHAMPION DE LA CROISSANCE

Plus en détail

Cnim Systèmes Industriels. La performance technologique au coeur de notre savoir-faire industriel

Cnim Systèmes Industriels. La performance technologique au coeur de notre savoir-faire industriel Cnim Systèmes Industriels La performance technologique au coeur de notre savoir-faire industriel le groupe CNIM Le Groupe CNIM développe et réalise des ensembles industriels clés en main à fort contenu

Plus en détail

1. OBJET 3 2. PERIMETRE DES PRESTATIONS 3

1. OBJET 3 2. PERIMETRE DES PRESTATIONS 3 SOMMAIRE 1. OBJET 3 2. PERIMETRE DES PRESTATIONS 3 3. EXEMPLES TYPES DE PRESTATIONS 3 3.1 Thématique 1 : expertises et études thermohydrauliques : 3 3.2 Thématique 2 : expertises et études neutroniques

Plus en détail

Répondre aux exigences réglementaires. Règlementation équipements sous pression Loi TSN. Faire des opérations de maintenance lourde

Répondre aux exigences réglementaires. Règlementation équipements sous pression Loi TSN. Faire des opérations de maintenance lourde Les troisièmes visites décennales des réacteurs de 900 MW Réunion ANCCLI-IRSN 9 novembre 2010 Le but des visites décennales Répondre aux exigences réglementaires Règlementation équipements sous pression

Plus en détail

Conduite de l exploitation : Gestion des accidents : Programmes de gestion des accidents graves touchant les réacteurs nucléaires REGDOC-2.3.

Conduite de l exploitation : Gestion des accidents : Programmes de gestion des accidents graves touchant les réacteurs nucléaires REGDOC-2.3. Conduite de l exploitation : Gestion des accidents : Programmes de gestion des accidents graves touchant les réacteurs nucléaires REGDOC-2.3.2 Septembre 2013 Gestion des accidents : Programmes de gestion

Plus en détail

P7. PANTHERE - VERSION INDUSTRIELLE Un logiciel performant et convivial pour la prévision des débits de dose.

P7. PANTHERE - VERSION INDUSTRIELLE Un logiciel performant et convivial pour la prévision des débits de dose. P7. PANTHERE - VERSION INDUSTRIELLE Un logiciel performant et convivial pour la prévision des débits de dose. L. GUIGUES EDF/SEPTEN 12-14 avenue Dutriévoz 69628 Villeurbanne Cedex RESUME PANTHERE est un

Plus en détail

ASN - Division de Lyon. R. ESCOFFIER - Pôle Laboratoires, Usines, Déchets, Démantèlement

ASN - Division de Lyon. R. ESCOFFIER - Pôle Laboratoires, Usines, Déchets, Démantèlement ASN - Division de Lyon R. ESCOFFIER - Pôle Laboratoires, Usines, Déchets, Démantèlement 22 octobre 2010 : Information de la CLIGEET 2 ! " # $! %## % %! & '( %&! & $% # #% ) * & 22 octobre 2010 : Information

Plus en détail

Synthèse du rapport de l IRSN sur l examen de la démarche de classement de sûreté du réacteur EPR de Flamanville

Synthèse du rapport de l IRSN sur l examen de la démarche de classement de sûreté du réacteur EPR de Flamanville 29 Avril 2014 Synthèse du rapport de l IRSN sur l examen de la démarche de classement de sûreté du réacteur EPR de Flamanville Contexte Le classement de sûreté constitue la démarche formalisée et structurée

Plus en détail

Point d actualités du site AREVA Tricastin

Point d actualités du site AREVA Tricastin Point d actualités du site AREVA Tricastin Frédéric De Agostini Directeur d AREVA Tricastin CLIGEET du 21 juin 2012 Direction Tricastin Journée sécurité des chantiers du Tricastin Plus de 1200 participants

Plus en détail

LES ENJEUX ECONOMIQUES DU NUCLEAIRE DU FUTUR

LES ENJEUX ECONOMIQUES DU NUCLEAIRE DU FUTUR LES ENJEUX ECONOMIQUES DU NUCLEAIRE DU FUTUR 4ème Journée I-tésé G. Mathonnière Y. Amalric A. Baschwitz T. Duquesnoy S. Gabriel F. Legée 11 JUIN 2012 CEA 10 AVRIL 2012 PAGE 1 LE PARC ACTUEL GENERATION

Plus en détail

Evaluations complémentaires de sûreté des centrales EDF

Evaluations complémentaires de sûreté des centrales EDF Evaluations complémentaires de sûreté des centrales EDF Xavier POUGET-ABADIE EDF DIN Réunion de la SFEN 21 juin 2011 Réponses de la France et de l Union Européenne Premiers enseignements de Fukushima Plan

Plus en détail

NDE SOLUTIONS INTERCONTRÔLE

NDE SOLUTIONS INTERCONTRÔLE INTERCONTRÔLE CONTRÔLE NON DESTRUCTIF Spécialiste en contrôle non destructif est spécialisé dans l Inspection en Service par Contrôle Non Destructif automatisé des composants primaires de réacteurs de

Plus en détail

1 ROLE ET DESCRIPTION DES DIESELS D ULTIME SECOURS

1 ROLE ET DESCRIPTION DES DIESELS D ULTIME SECOURS Fontenay-aux-Roses, le 9 juillet 2014 Monsieur le président de l Autorité de sûreté nucléaire Avis/IRSN N 2014-00265 Objet : Réacteurs électronucléaires EDF - Réacteur EPR de Flamanville 3 Conception détaillée

Plus en détail

4. 2 LA CHAÎNE DE CALCUL COUPLÉE HEMERA. pour l analyse des accidents de réactivité

4. 2 LA CHAÎNE DE CALCUL COUPLÉE HEMERA. pour l analyse des accidents de réactivité LA CHAÎNE DE CALCUL COUPLÉE HEMERA pour l analyse des accidents de réactivité Franck DUBOIS, Frédéric FOUQUET, Étienne MURY Bureau en charge du développement des méthodes et de la gestion des outils de

Plus en détail

Les marchés 2014 du CEA Cadarache. Agnès WARCOLLIER Adjointe au Chef du Service Commercial

Les marchés 2014 du CEA Cadarache. Agnès WARCOLLIER Adjointe au Chef du Service Commercial Les marchés 2014 du CEA Cadarache Agnès WARCOLLIER Adjointe au Chef du Service Commercial CCI MARSEILLE PROVENCE 3 ème RDV BUSINESS DU NUCLEAIRE CIVIL 29 janvier 2014 ACTIVITÉS DU SC DE CADARACHE 2010-2013

Plus en détail

Evaluations complémentaires de sûreté, prescriptions et plan national d action. 19 juin 2013 ANCLI 1

Evaluations complémentaires de sûreté, prescriptions et plan national d action. 19 juin 2013 ANCLI 1 Evaluations complémentaires de sûreté, prescriptions et plan national d action 19 juin 2013 ANCLI 1 Installations nucléaires 125 installations nucléaires Réacteurs EDF 19 sites 58 réacteurs Brennillis

Plus en détail

L innovation au service de l assainissement et du démantèlement

L innovation au service de l assainissement et du démantèlement L innovation au service de l assainissement et du démantèlement La performance et la fiabilité pour lignes directrices Opérant depuis plus de 30 ans aux côtés des exploitants nucléaires, SALVAREM est le

Plus en détail

Projets communs de l AEN : sûreté nucléaire, gestion des déchets radioactifs, radioprotection, sciences

Projets communs de l AEN : sûreté nucléaire, gestion des déchets radioactifs, radioprotection, sciences Projets communs de l AEN : sûreté nucléaire, gestion des déchets radioactifs, radioprotection, sciences Projet Participants Budget Programme CODAP (Programme sur le retour d expérience, de la dégradation

Plus en détail

Conséquences radiologiques et dosimétriques en cas d accident nucléaire : prise en compte dans la démarche de sûreté et enjeux de protection

Conséquences radiologiques et dosimétriques en cas d accident nucléaire : prise en compte dans la démarche de sûreté et enjeux de protection Conséquences radiologiques et dosimétriques en cas d accident nucléaire : prise en compte dans la démarche de sûreté et enjeux de protection 9 juin 2010 / UIC Paris Présenté par E. COGEZ, IRSN Contexte

Plus en détail

SYNTHÈSE DU DOSSIER DU MAÎTRE D OUVRAGE

SYNTHÈSE DU DOSSIER DU MAÎTRE D OUVRAGE DÉBAT PUBLIC 2005/06 Projet Flamanville 3 Construction d une centrale électronucléaire tête de série EPR sur le site de Flamanville @ SYNTHÈSE DU DOSSIER DU MAÎTRE D OUVRAGE EDF, maître d ouvrage du projet

Plus en détail

J ai l honneur de vous communiquer ci-dessous la synthèse de l inspection ainsi que les principales demandes et observations qui en résultent.

J ai l honneur de vous communiquer ci-dessous la synthèse de l inspection ainsi que les principales demandes et observations qui en résultent. RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIRECTION DES CENTRALES NUCLEAIRES Montrouge, le 10 juin 2014 Réf. : CODEP-DCN-2014-019914 Monsieur le Directeur du Centre national d équipement nucléaire EDF/CNEN 97 avenue Pierre

Plus en détail

L Autorité de sûreté nucléaire et Evaluation du niveau de sûreté du site d AREVA FBFC par l ASN

L Autorité de sûreté nucléaire et Evaluation du niveau de sûreté du site d AREVA FBFC par l ASN L Autorité de sûreté nucléaire et Evaluation du niveau de sûreté du site d AREVA FBFC par l ASN Commission locale d information de FBFC du 6 juin 214 1 L Autorité de sûreté nucléaire DIVISION DE LYON Une

Plus en détail

BILAN 2014 ET PERSPECTIVES

BILAN 2014 ET PERSPECTIVES CNPE de Cattenom BILAN 2014 ET PERSPECTIVES Commission Locale d Information 19 mai 2015 BILAN 2014 Ce document est la propriété d EDF. Toute diffusion externe du présent document ou des informations qu

Plus en détail

Evaluations complémentaires mentaires de sûrets. reté des laboratoires, réacteursr. expérimentaux et réacteurs. à l arrêt

Evaluations complémentaires mentaires de sûrets. reté des laboratoires, réacteursr. expérimentaux et réacteurs. à l arrêt Evaluations complémentaires mentaires de sûrets reté des laboratoires, réacteursr expérimentaux et réacteurs à l arrêt Réunion ANCCLI Paris, 10 décembre 2013 Marc PULTIER Image EDF Exploitants, Installations

Plus en détail

L intégration des Facteurs Humains dans la conception des systèmes à risques

L intégration des Facteurs Humains dans la conception des systèmes à risques L intégration des Facteurs Humains dans la conception des systèmes à risques H. GUILLERMAIN Sûreté de fonctionnement des systèmes informatiques complexes ouverts CNRS - Réseau Thématique Pluridisciplinaire

Plus en détail

Groupe Areva Usine de La Hague Métier CNP

Groupe Areva Usine de La Hague Métier CNP Groupe Areva Usine de La Hague Métier CNP Jean-Christophe Dalouzy ANP 17 Novembre 2014 Rencontres Jeunes Chercheurs Sommaire Présentation du groupe AREVA Présentation du cycle du combustible Présentation

Plus en détail

Le marché du démantèlement des installations nucléaires d EDF.

Le marché du démantèlement des installations nucléaires d EDF. Le marché du démantèlement des installations nucléaires d EDF. ITER & nucléaire civil 2012 Saint-Etienne, le 30 novembre 2012 Rhône 9 réacteurs en déconstruction en France 1 réacteur à eau pressurisée

Plus en détail

Levée du point d arrêt lié au permis de la centrale nucléaire de Pickering d Ontario Power Generation

Levée du point d arrêt lié au permis de la centrale nucléaire de Pickering d Ontario Power Generation Levée du point d arrêt lié au permis de la centrale nucléaire de Pickering d Ontario Power Generation Présentation au Comité de la santé nucléaire de Durham Le 14 novembre 2014 Miguel Santini Directeur,

Plus en détail

ARRÊTS DE TRANCHE : LA MAINTENANCE POUR ASSURER LA SÛRETÉ ET LA DISPONIBILITÉ DES CENTRALES NUCLÉAIRES

ARRÊTS DE TRANCHE : LA MAINTENANCE POUR ASSURER LA SÛRETÉ ET LA DISPONIBILITÉ DES CENTRALES NUCLÉAIRES ARRÊTS DE TRANCHE : LA MAINTENANCE POUR ASSURER LA SÛRETÉ ET LA DISPONIBILITÉ DES CENTRALES NUCLÉAIRES Garantir le bon fonctionnement de 58 réacteurs implantés dans 19 centrales nucléaires réparties dans

Plus en détail

Le site et ses installations

Le site et ses installations CARTE D IDENTITE Site de Chinon Actualisée au 13/07/2012 Le site et ses installations Situation géographique et économique Le centre nucléaire de production d électricité (CNPE) de Chinon s étend sur 155

Plus en détail

Établissement Public Industriel et Commercial Acteur clé de la recherche technologique sur l énergie CTI

Établissement Public Industriel et Commercial Acteur clé de la recherche technologique sur l énergie CTI 23/03/09 Établissement Public Industriel et Commercial Acteur clé de la recherche technologique sur l énergie CTI Données clés:. 96 élèves-ingénieurs INSTN / an,. Forte reconnaissance des industriels (EDF

Plus en détail

Fontenay-aux-Roses, le 24 juin 2013. Monsieur le Président de l Autorité de sûreté nucléaire

Fontenay-aux-Roses, le 24 juin 2013. Monsieur le Président de l Autorité de sûreté nucléaire Fontenay-aux-Roses, le 24 juin 2013 Monsieur le Président de l Autorité de sûreté nucléaire Avis/IRSN N 2013-00241 Objet : Réacteurs électronucléaires EDF Instruction des études associées au réexamen de

Plus en détail

Les dispositions des ECS AREVA

Les dispositions des ECS AREVA Les dispositions des ECS AREVA Séminaire IRSN-ANCCLI Paris, le 10 décembre 2013 Pierre CHAMBRETTE Coordinateur ECS AREVA Sommaire Rappel du processus des évaluations complémentaires de sûreté des installations

Plus en détail

Fontenay-aux-Roses, le 9 avril 2015. Monsieur le Président de l Autorité de sûreté nucléaire

Fontenay-aux-Roses, le 9 avril 2015. Monsieur le Président de l Autorité de sûreté nucléaire Fontenay-aux-Roses, le 9 avril 2015 Monsieur le Président de l Autorité de sûreté nucléaire Avis/IRSN N 2015-00122 Objet : Réacteurs électronucléaires EDF Flamanville 3 - Instruction de la demande d'autorisation

Plus en détail

Analyse de sûreté des systèmes informatisés : l approche de l IRSN

Analyse de sûreté des systèmes informatisés : l approche de l IRSN 02 Novembre 2009 Analyse de sûreté des systèmes informatisés : l approche de l IRSN 1 ROLE DES SYSTEMES INFORMATISES DANS LES CENTRALES NUCLEAIRES Les centrales nucléaires sont de plus en plus pilotées

Plus en détail

EDF Production Ingénierie-UTO, 6 avenue Montaigne - 93192 Noisy le Grand Tél. +33 (0)1 49 32 74 69 e-mail : pascal.bernardoff@edf.

EDF Production Ingénierie-UTO, 6 avenue Montaigne - 93192 Noisy le Grand Tél. +33 (0)1 49 32 74 69 e-mail : pascal.bernardoff@edf. LA CAO : UN OUTIL POUR LA RÉDUCTION DES RISQUES RADIOLOGIQUES ET L AMÉLIORATION DES PERFORMANCES DES END EN RADIOGRAPHIE CAD : A TOOL FOR RADIOLOGICAL RISK REDUCTION AND IMPROVEMENT OF PERFORMANCE OF RADIOGRAPHIC

Plus en détail

SFEN/GR21 Novembre 2013. Le projet ASTRID 1

SFEN/GR21 Novembre 2013. Le projet ASTRID 1 SFEN/GR21 Novembre 2013 1. Les «Générations» Le projet ASTRID 1 La France a développé successivement trois grands concepts de réacteurs ; la première génération uranium naturel/graphite/gaz, désormais

Plus en détail

Réf. : Loi n 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, notamment son article 40

Réf. : Loi n 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, notamment son article 40 RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIVISION DE LYON Lyon, le 30 décembre 2011 N/Réf. : CODEP-LYO-2011-072087 Monsieur le Directeur du centre nucléaire de production d'électricité du Tricastin CNPE du Tricastin BP 40009

Plus en détail

Note stratégique. «Long Term Operation» des réacteurs belges

Note stratégique. «Long Term Operation» des réacteurs belges Note stratégique «Long Term Operation» des réacteurs belges Table des matières 1. Introduction et objectif de la note stratégique... 3 2. Définitions... 3 3. Champ d application... 4 4. Pratiques internationales...

Plus en détail

CENTRE NUCLÉAIRE D ÉLÉCTRICITÉ. EDF Nogent-sur-Seine

CENTRE NUCLÉAIRE D ÉLÉCTRICITÉ. EDF Nogent-sur-Seine CENTRE NUCLÉAIRE DE PRODUCTION D ÉLÉCTRICITÉ EDF Nogent-sur-Seine Le groupe EDF DES ENJEUX ÉNERGÉTIQUES MONDIAUX SANS PRÉCÉDENT LA CROISSANCE DÉMOGRAPHIQUE ET ÉCONOMIQUE VA ENTRAÎNER L AUGMENTATION DES

Plus en détail

I03 Septembre 2015. Industrie. Probio Clés en Main

I03 Septembre 2015. Industrie. Probio Clés en Main Industrie Probio Clés en Main Page 2 sur 28 Page 3 sur 28 SOMMAIRE 1. PRÉSENTATION 4 2. NOS OFFRES 4 3. NOS PRESTATIONS 5 4. EXEMPLES DE REALISATIONS 22 5. NOS MOYENS 26 6. NOS QUALIFICATIONS 27 Page 4

Plus en détail

Centrale Nucléaire Nuclear Power Plant

Centrale Nucléaire Nuclear Power Plant Université Ibn Tofail Faculté des Sciences-kénitra Master Techniques Nucléaires et Radioprotection Centrale Nucléaire Nuclear Power Plant Réalisé par YOUNES MEHDAOUI Responsable du Master : Pr. Oum Keltoum

Plus en détail

A. Énergie nucléaire 1. Fission nucléaire 2. Fusion nucléaire 3. La centrale nucléaire

A. Énergie nucléaire 1. Fission nucléaire 2. Fusion nucléaire 3. La centrale nucléaire Énergie Table des A. Énergie 1. 2. 3. La centrale Énergie Table des Pour ce chapitre du cours il vous faut à peu près 90 minutes. A la fin de ce chapitre, vous pouvez : -distinguer entre fission et fusion.

Plus en détail

Document propriété du CEA Reproduction et diffusion externes au CEA soumises à l autorisation de l émetteur CEA - Cadarache PAGE 1

Document propriété du CEA Reproduction et diffusion externes au CEA soumises à l autorisation de l émetteur CEA - Cadarache PAGE 1 PAGE 1 Cadarache : un centre au cœur de la région Préparer les réacteurs de demain Hautes-Alpes Soutenir le parc actuel Vaucluse Alpes-de-Haute-Provence Alpes-Maritimes Bouches-du-Rhône Cadarache Var Promouvoir

Plus en détail

Protections biologiques magnétiques GV

Protections biologiques magnétiques GV Protections biologiques magnétiques GV CNPE Saint-Alban Thomas CHIRENT EDF CEIDRE SFRP REIMS / 16-17-18 juin 2015 Contexte Arrêt des réacteurs nucléaires tous les 12 ou 18 mois (arrêt de tranche) : Rechargement

Plus en détail

Vu le code de l environnement, notamment ses articles L. 592-20, L. 593-18 et L. 593-19 ;

Vu le code de l environnement, notamment ses articles L. 592-20, L. 593-18 et L. 593-19 ; REPUBLIQUE FRANÇAISE Décision n 2014-DC-0456 de l Autorité de sûreté nucléaire du 9 septembre 2014 fixant à Électricité de France Société Anonyme (EDF-SA) les prescriptions complémentaires applicables

Plus en détail

CONTRÔLE ET PILOTAGE DES RÉACTEURS À EAU SOUS PRESSION

CONTRÔLE ET PILOTAGE DES RÉACTEURS À EAU SOUS PRESSION CONTRÔLE ET PILOTAGE DES RÉACTEURS À EAU SOUS PRESSION Une réaction en chaîne s entretient dans un réacteur nucléaire par la succession de fissions de noyaux qui libèrent à leur tour des neutrons. Mais

Plus en détail

Les lières. MSc in Electronics and Information Technology Engineering. Ingénieur civil. en informatique. MSc in Architectural Engineering

Les lières. MSc in Electronics and Information Technology Engineering. Ingénieur civil. en informatique. MSc in Architectural Engineering Ingénieur civil Ingénieur civil Les lières MSc in Electronics and Information Technology Engineering MSc in Architectural Engineering MSc in Civil Engineering MSc in Electromechanical Engineering MSc

Plus en détail

Orléans, le 22 avril 2009. Monsieur le Directeur du Centre Nucléaire de Production d Electricité de Belleville-sur-Loire BP 11 18240 LERE

Orléans, le 22 avril 2009. Monsieur le Directeur du Centre Nucléaire de Production d Electricité de Belleville-sur-Loire BP 11 18240 LERE RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIVISION D'ORLÉANS DEP-ORLEANS-0486-2009 (ASN-2009-22119) L:\Classement sites\cnpe Belleville\09 - Inspections\09-2009\INS-2009- EDFBEL-0010,2009-04-01, lettre de suite publiée.doc

Plus en détail

Groupe des pays exploitants de RELP Application des leçons tirées de l accident de Fukushima à la technologie CANDU

Groupe des pays exploitants de RELP Application des leçons tirées de l accident de Fukushima à la technologie CANDU e-doc 4408266 Groupe des pays exploitants de RELP Application des leçons tirées de l accident de Fukushima à la technologie CANDU Greg Rzentkowski Directeur général, Réglementation des centrales nucléaires

Plus en détail

La sûreté du réacteur EPR

La sûreté du réacteur EPR La sûreté du réacteur EPR Jean-Michel EVRARD Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire Direction de la Sûreté des Réacteurs Conférence au Visiatome 13 septembre 2007 En préambule L Institut de

Plus en détail

Une production d électricité au cœur de la région Poitou-Charentes

Une production d électricité au cœur de la région Poitou-Charentes La centrale nucléaire de Civaux Une production d électricité au cœur de la région Poitou-Charentes N imprimez ce message que si vous en avez l utilité. EDF CNPE de Civaux BP 64 86320 Civaux Fil Twitter

Plus en détail

Stocks des matières radioactives à fin 2010 et prévisions pour la période 2011-2030. l uranium enrichi. le thorium

Stocks des matières radioactives à fin 2010 et prévisions pour la période 2011-2030. l uranium enrichi. le thorium Stocks des matières radioactives à fin 2010 et prévisions pour la période 2011-2030 Une matière radioactive est définie dans l article L. 542-1-1 du Code de l environnement modifié par la loi du 28 juin

Plus en détail

Le contexte législatif et réglementaire

Le contexte législatif et réglementaire Le contexte législatif et réglementaire En France, la réglementation ne prévoit pas d imposer de durée pour l autorisation d exploiter une INB : L article 29 (I) de la loi TSN dispose que la création de

Plus en détail

CONTRÔLES NON DESTRUCTIFS ESSAIS MÉCANIQUES INSPECTIONS GARANTIR L INTÉGRITÉ DE VOS INSTALLATIONS INDUSTRIELLES

CONTRÔLES NON DESTRUCTIFS ESSAIS MÉCANIQUES INSPECTIONS GARANTIR L INTÉGRITÉ DE VOS INSTALLATIONS INDUSTRIELLES CONTRÔLES NON DESTRUCTIFS ESSAIS MÉCANIQUES INSPECTIONS GARANTIR L INTÉGRITÉ DE VOS INSTALLATIONS INDUSTRIELLES CSI IDENTIFIE ET MET EN ŒUVRE LES MEILLEURES TECHNIQUES DE CONTRÔLES ADAPTÉES À VOS BESOINS

Plus en détail

Les métiers à la. Division Production Nucléaire

Les métiers à la. Division Production Nucléaire Les métiers à la Division Production Nucléaire 1 Les centres nucléaires de production d électricité en France En fonctionnement : 58 réacteurs nucléaires Construction d un EPR de 1600 MW 2 Principe de

Plus en détail

1. OBJET 3 2. PERIMETRE DES PRESTATIONS 3 3. EXEMPLES TYPES DE PRESTATIONS 4 4. EXEMPLES TYPES DE REALISATIONS 5

1. OBJET 3 2. PERIMETRE DES PRESTATIONS 3 3. EXEMPLES TYPES DE PRESTATIONS 4 4. EXEMPLES TYPES DE REALISATIONS 5 SOMMAIRE 1. OBJET 3 2. PERIMETRE DES PRESTATIONS 3 3. EXEMPLES TYPES DE PRESTATIONS 4 4. EXEMPLES TYPES DE REALISATIONS 5 5. TYPES DE LIVRABLES A REMETTRE PAR LE TITULAIRE 6 6. SAVOIR-FAIRE REQUIS 6 2

Plus en détail

Quelques clés pour comprendre ce qui se passe actuellement à la centrale de fukushima au japon

Quelques clés pour comprendre ce qui se passe actuellement à la centrale de fukushima au japon Quelques clés pour comprendre ce qui se passe actuellement à la centrale de fukushima au japon Cédric RAY, IPNL Nathalie MONCOFFRE, IPNL Henri SUREAU, IDE Radioactivité 10 T N / 1024 Fission et réaction

Plus en détail

Capteurs. centrales nucléaires. de température pour. performances. fiabilité. Sûreté. La mesure de vos exigences

Capteurs. centrales nucléaires. de température pour. performances. fiabilité. Sûreté. La mesure de vos exigences Capteurs de température pour centrales nucléaires Sûreté fiabilité performances La mesure de vos exigences Pyro-Contrôle l expertise d un précurseur Dès la fin des années 1970, Pyro-Contrôle s illustre

Plus en détail

Capteurs. centrales nucléaires. de température pour. performances. fiabilité. Sûreté. La mesure de vos exigences

Capteurs. centrales nucléaires. de température pour. performances. fiabilité. Sûreté. La mesure de vos exigences Capteurs de température pour centrales nucléaires Sûreté fiabilité performances La mesure de vos exigences Pyro-Contrôle l expertise d un précurseur Dès la fin des années 1970, Pyro-Contrôle s illustre

Plus en détail

MANAGEMENT ET INGÉNIERIE ÉTUDES, RECHERCHE ET DÉVELOPPEMENT INDUSTRIEL

MANAGEMENT ET INGÉNIERIE ÉTUDES, RECHERCHE ET DÉVELOPPEMENT INDUSTRIEL H1206 - p 1/ 19 Conçoit et finalise de nouveaux produits ou de nouvelles technologies. Fait évoluer ceux déjà existants, dans un objectif de développement commercial et d innovation en milieu industriel.

Plus en détail

Contrôle et protection incendie des systèmes de ventilation

Contrôle et protection incendie des systèmes de ventilation Contrôle et protection incendie des systèmes de ventilation Des technologies innovantes et exclusives éprouvées dans des conditions extrêmes Depuis sa création, il y a plus de 35 ans, VRACO est spécialisé

Plus en détail

DIVISION DE BORDEAUX Bordeaux, le 16 octobre 2012

DIVISION DE BORDEAUX Bordeaux, le 16 octobre 2012 RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIVISION DE BORDEAUX Bordeaux, le 16 octobre 2012 Référence courrier : Référence affaire : CODEP-BDX-2012-017020 PINSN-BDX-2012-0805 INSSN-BDX-2012-0856 Monsieur le directeur du CNPE

Plus en détail

La surveillance de la fabrication des équipements des centrales nucléaires pour EDF Création de l EMIB

La surveillance de la fabrication des équipements des centrales nucléaires pour EDF Création de l EMIB La surveillance de la fabrication des équipements des centrales nucléaires pour EDF Création de l EMIB Journées Techniques AFIAP du 14 mai 2013 C. Boveyron D. Dhennin (EDF/CEIDRE) 1 1 - CT du lundi 4 octobre

Plus en détail

The Fukushima Daiichi Incident Dr. Matthias Braun - April 7, 2011 - p.1

The Fukushima Daiichi Incident Dr. Matthias Braun - April 7, 2011 - p.1 The Fukushima Daiichi Incident Dr. Matthias Braun - April 7, 2011 - p.1 L incident de Fukushima Daiichi 1. Conception de l installation 3. Rejets radioactifs 4. Piscines de désactivation 5. Sources d information

Plus en détail

Evaluation de performance en Sûreté de Fonctionnement

Evaluation de performance en Sûreté de Fonctionnement Groupe SdF Midi-Pyrénées Toulouse 5 juin 2015 Evaluation de performance en Sûreté de Fonctionnement - Andre.cabarbaye Plan Introduction Types de performances Finalité des analyses Attentes du donneur d

Plus en détail

Le site et ses installations

Le site et ses installations CARTE D IDENTITE Site de Dagneux Actualisée au 10/12/2012 Le site et ses installations Situation géographique et économique L installation nucléaire de base n 68 du site de Dagneux est située sur le territoire

Plus en détail

Les Evaluations Complémentaires de Sûreté (ECS) sur le parc nucléaire d EDF. Eric MAUCORT Directeur Délégué Production Nucléaire

Les Evaluations Complémentaires de Sûreté (ECS) sur le parc nucléaire d EDF. Eric MAUCORT Directeur Délégué Production Nucléaire Les Evaluations Complémentaires de Sûreté (ECS) sur le parc nucléaire d EDF Eric MAUCORT Directeur Délégué Production Nucléaire Fukushima: des interrogations légitimes Les causes de l accident Un tsunami

Plus en détail

Contribution de l ergonomie à la maîtrise des risques en conception: le cas d une. Cecilia DE LA GARZA EDF R&D MRI

Contribution de l ergonomie à la maîtrise des risques en conception: le cas d une. Cecilia DE LA GARZA EDF R&D MRI Contribution de l ergonomie à la maîtrise des risques en conception: le cas d une future salle de commande Cecilia DE LA GARZA EDF R&D MRI Plan 1.Présentation générale: Facteurs Humains (FH) et Ergonomie

Plus en détail

Atelier GEDEPEON NICOLAS CAPELLAN

Atelier GEDEPEON NICOLAS CAPELLAN Atelier GEDEPEON NICOLAS CAPELLAN Le couplage Monte Carlo neutronique/thermo-hydraulique dans les réacteurs à combustibles solides et liquides Présentation des activités réalisées et prospectives au CNRS

Plus en détail

Prestations multi-techniques et radioprotection à votre mesure

Prestations multi-techniques et radioprotection à votre mesure Prestations multi-techniques et radioprotection à votre mesure Un partenaire historique dans les métiers de la logistique nucléaire et de la radioprotection Présent dans le nucléaire depuis plus de 20

Plus en détail

R&D relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : Bilan et perspectives

R&D relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : Bilan et perspectives R&D relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : Bilan et perspectives Rapport IRSN-2006/73 Rev 1 Rapport CEA-2006/474 Rev 1 AVANT-PROPOS Ce rapport a été rédigé conjointement par

Plus en détail

NOTE TECHNIQUE. Figure 1 : schéma des réseaux d alimentation électrique externes et interne des réacteurs

NOTE TECHNIQUE. Figure 1 : schéma des réseaux d alimentation électrique externes et interne des réacteurs REPUBLIQUE FRANCAISE Paris, le 17 février 2010 NOTE TECHNIQUE Le rôle pour la sûreté des groupes électrogènes de secours à moteur diesel des réacteurs de 900 MWe et la problématique de l usure prématurée

Plus en détail

Loi n 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire

Loi n 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire Référence : DEP-Bordeaux-0538-2009 Monsieur le directeur du CNPE de Civaux BP n 64 86320 CIVAUX Bordeaux, le 15 avril 2009 Objet : Réf. : Contrôle des installations nucléaires de base Centre nucléaire

Plus en détail

Les matériels des centrales électronucléaires sont

Les matériels des centrales électronucléaires sont 1La sûreté des réacteurs 1 3 Le vieillissement des centrales électronucléaires F. VOUILLOUX (IRSN) P. RÉGNIER (BASP) O. MORLENT (SAMS) G. CATTIAUX (BAMM) S. BOUSQUET (BASME) Les matériels des centrales

Plus en détail

www.cegelec.com Rencontres d affaires nationales ITER Cegelec au service du projet ITER 7 et 8 décembre 2009, Aix en Provence

www.cegelec.com Rencontres d affaires nationales ITER Cegelec au service du projet ITER 7 et 8 décembre 2009, Aix en Provence Rencontres d affaires nationales ITER 7 et 8 décembre 2009, Aix en Provence Cegelec au service du projet ITER www.cegelec.com Cegelec 7 décembre 2009 p. 1 Sommaire Cegelec en Bref L Offre Cegelec pour

Plus en détail

Noyaux Masse - Energie

Noyaux Masse - Energie Noyaux Masse - Energie Masse et Energie. 1. Quelle relation Einstein établit-il entre la masse et l énergie? Préciser les unités. C = 2. Compléter le tableau : 3. Défaut de masse a) Choisir un noyau dans

Plus en détail

MAINTENANCE & INGÉNIERIE NUCLÉAIRE

MAINTENANCE & INGÉNIERIE NUCLÉAIRE www.sita.fr MAINTENANCE & INGÉNIERIE NUCLÉAIRE ACTIVITÉS NUCLÉAIRES ET DÉSAMIANTAGE HISTORIQUE & CHIFFRES CLÉS Fondé en 1921 sous forme d entreprise familiale, SRA devient par la suite une société en 1927.

Plus en détail

Areva, un groupe industriel intégré

Areva, un groupe industriel intégré Areva, un groupe industriel intégré Areva est un groupe industriel à l'histoire très récente : né en septembre 2001 de la fusion des entreprises Cogema, Framatome, CEA-Industrie et Technicatome, il est

Plus en détail

1 Schneider Electric Services

1 Schneider Electric Services S ce Prestations de Services Schneider Electric S ce Schneider Electric Services guide de choix page S ce 2 accompagnement produits et équipements page S ce 4 accompagnement parcs et réseaux page S ce

Plus en détail

INGÉNIERIE Process INVENTONS LE FUTUR ENSEMBLE

INGÉNIERIE Process INVENTONS LE FUTUR ENSEMBLE INGÉNIERIE Process INVENTONS LE FUTUR ENSEMBLE Assistance à maîtrise d ouvrage (AMOA et/ou AMOE) L assistance à la maîtrise d ouvrage et/ou l assistance à maîtrise d œuvre vous aide à définir, piloter

Plus en détail

Master ITDD UJF Valence

Master ITDD UJF Valence Master ITDD UJF Valence Un master dédié à l industrie nucléaire (déchets nucléaires, démantèlement et sûreté nucléaire) M1 : Formation initiale M2 ITDD : Formation en alternance Responsable Eric Liatard

Plus en détail

Quel avenir pour l énergie énergie nucléaire?

Quel avenir pour l énergie énergie nucléaire? Quel avenir pour lénergie l énergie nucléaire? Origine de l énergie nucléaire État critique du réacteur Utilité des neutrons retardés Quel avenir pour le nucléiare? 2 Composant des centrales nucléaires

Plus en détail

Il y a de l évolution dans l air

Il y a de l évolution dans l air Il y a de l évolution dans l air A NEW PATH TO GROWTH Réinventer l avion créer l architecture d un satellite 3 ème génération concevoir un système de motorisation performant développer des matériaux innovants

Plus en détail