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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Avis et communications

Avis et communications Avis et communications AVIS DIVERS COMMISSION GÉNÉRALE DE TERMINOLOGIE ET DE NÉOLOGIE Vocabulaire de l ingénierie nucléaire (liste de termes, expressions et définitions adoptés) NOR : CTNX1329843K I. Termes

Plus en détail

Annexe 5 TRICASTIN 1

Annexe 5 TRICASTIN 1 Annexe 5 TRICASTIN 1 COMURHEX II et la conversion de l uranium CIGEET- 4 juillet 2008 Pierre BOUZON, Maîtrise d ouvrage TRICASTIN 2 La conversion : un maillon indispensable au cycle du combustible Le minerai

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

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

LES GRANDS CHANTIERS DU NUCLÉAIRE CIVIL LE GRAND CARÉNAGE DU PARC NUCLÉAIRE DE PRODUCTION D EDF. Aix-Les-Milles 14 janvier 2014

LES GRANDS CHANTIERS DU NUCLÉAIRE CIVIL LE GRAND CARÉNAGE DU PARC NUCLÉAIRE DE PRODUCTION D EDF. Aix-Les-Milles 14 janvier 2014 LES GRANDS CHANTIERS DU NUCLÉAIRE CIVIL LE GRAND CARÉNAGE DU PARC NUCLÉAIRE DE PRODUCTION D EDF Aix-Les-Milles 14 janvier 2014 1 PARTIE 1 LES ENJEUX POUR LE PARC NUCLÉAIRE PARTIE 2 LE CONTENU PARTIE 3

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

Une coentreprise AREVA et Siemens JEUMONT Groupes motopompes primaires & Mécanismes de commande de grappe

Une coentreprise AREVA et Siemens JEUMONT Groupes motopompes primaires & Mécanismes de commande de grappe Une coentreprise AREVA et Siemens JEUMONT Groupes motopompes primaires & Mécanismes de commande de grappe Une technologie de 1 er plan, stimulée par notre expérience expertise Les activités nucléaires

Plus en détail

Le comportement des combustibles nucléaires dans les

Le comportement des combustibles nucléaires dans les Un outil pour les études sur le combustible : Le comportement des combustibles nucléaires dans les réacteurs de puissance est un domaine de R&D très important, nécessitant des expériences instrumentées

Plus en détail

Les besoins en eau de refroidissement des centrales thermiques de production d électricité. Alain VICAUD - EDF Division Production Nucléaire

Les besoins en eau de refroidissement des centrales thermiques de production d électricité. Alain VICAUD - EDF Division Production Nucléaire Les besoins en eau de refroidissement des centrales thermiques de production d électricité 1 Les circuits d eau d une centrale thermique Circuit secondaire Appoint Circuit primaire Circuit tertiaire Purge

Plus en détail

Les Synergies d un Groupe. Principales 21/02/2012. Références Groupe FOSELEV

Les Synergies d un Groupe. Principales 21/02/2012. Références Groupe FOSELEV Les Synergies d un Groupe Principales Références 21/02/2012 1 Maintenance Industrielle Division nucléaire 2 CONTRATS NATURE DU CONTRAT: Maintenance procédé CLIENT : MELOX NATURE DU CONTRAT: Ventilation

Plus en détail

AGENCE POUR L ÉNERGIE NUCLÉAIRE. RECHERCHES SUR LA SÛRETÉ DES RÉACTEURS DE CONCEPTION RUSSE État des besoins

AGENCE POUR L ÉNERGIE NUCLÉAIRE. RECHERCHES SUR LA SÛRETÉ DES RÉACTEURS DE CONCEPTION RUSSE État des besoins AGENCE POUR L ÉNERGIE NUCLÉAIRE RECHERCHES SUR LA SÛRETÉ DES RÉACTEURS DE CONCEPTION RUSSE État des besoins RECHERCHES SUR LA SÛRETÉ DES RÉACTEURS DE CONCEPTION RUSSE ÉTAT DES BESOINS AGENCE DE L OCDE

Plus en détail

DIPLOMES ET PARCOURS DE FORMATION

DIPLOMES ET PARCOURS DE FORMATION DIPLOMES ET PARCOURS DE FORMATION Journées SFRP : Démantèlement des installations nucléaires et problématiques associées Serge PEREZ CEA/INSTN, Alain PIN CEA/INSTN. www-instn.cea.fr GRENOBLE 23 ET 24 OCTOBRE

Plus en détail

Les réacteurs expérimentaux et leur contrôle

Les réacteurs expérimentaux et leur contrôle Les réacteurs expérimentaux et leur contrôle Experimental reactors and their regulation Chargement de la cuve du réacteur à haut flux (RHF). 2 Éditorial 4 Foreword Le contrôle des réacteurs expérimentaux

Plus en détail

Renouvellement à 50000MW étalé sur 20 ans (2020-2040) rythme de construction nucléaire: 2500MW/an

Renouvellement à 50000MW étalé sur 20 ans (2020-2040) rythme de construction nucléaire: 2500MW/an L uranium dans le monde 1 Demande et production d Uranium en Occident U naturel extrait / année 40.000 tonnes Consommation mondiale : 65.000 tonnes La différence est prise sur les stocks constitués dans

Plus en détail

AREVA. Point de situation, et introduction à la notion de «Consulting nucléaire»

AREVA. Point de situation, et introduction à la notion de «Consulting nucléaire» AREVA Point de situation, et introduction à la notion de «Consulting nucléaire» Extrait du séminaire de Mai 2010 - Réunion MEDDEM Concertation sur l ingénierie nucléaire française Jacques SACRESTE Directeur

Plus en détail

Atelier «Innovation et Société»

Atelier «Innovation et Société» Atelier «Innovation et Société» Journée de présentation AAP Andra,15 décembre Luis Aparicio, Direction R&D Andra Les installations à l arrêt ou en démantèlement en France Usines de retraitement de La Hague

Plus en détail

L énergie, des enjeux pour tous

L énergie, des enjeux pour tous L énergie, des enjeux pour tous Transformer le Système d'information EURIWARE conçoit, développe et met en œuvre des systèmes d information métiers en réponse aux enjeux majeurs de performance et de transformation

Plus en détail

Dossier : Sûreté nucléaire dans les installations du SCK CEN à Mol. De l exploitation quotidienne à l évaluation périodique de la sûreté

Dossier : Sûreté nucléaire dans les installations du SCK CEN à Mol. De l exploitation quotidienne à l évaluation périodique de la sûreté Dossier : Sûreté nucléaire dans les installations du SCK CEN à Mol De l exploitation quotidienne à l évaluation périodique de la sûreté Illustration 1 : Les installations du SCK CEN à Mol Synthèse L exploitation

Plus en détail

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

: Loi n 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la tran sparence et à la sécurité en matière nucléaire, notamment son article 40. RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIVISION DE LILLE Douai, le 13 octobre 2011 CODEP-DOA-2011-57631 LD/NL Monsieur le Directeur du Centre Nucléaire de Production d Electricité B.P. 149 59820 GRAVELINES Objet : Contrôle

Plus en détail

Mise en œuvre et suivi de l ISO 14001 sur l établissement COGEMA Cadarache

Mise en œuvre et suivi de l ISO 14001 sur l établissement COGEMA Cadarache COGEMA Mise en œuvre et suivi de l ISO 14001 sur l établissement COGEMA Cadarache Roger FANTON Chef des services QSSE Directeur Adjoint Journées SFRP, les 17 et 18 novembre 2005 COGEMA L'énergie, cœur

Plus en détail

La Filtration et le Traitement de l Air dans l Industrie Nucléaire.

La Filtration et le Traitement de l Air dans l Industrie Nucléaire. Le Traitement de l Air dans l Industrie Nucléaire La Filtration et le Traitement de l Air dans l Industrie Nucléaire. Protéger l environnement des hommes et des lieux, Contribuer à la sécurité des interventions

Plus en détail

Projet SETHER Appel à projets 2008. Adrien Patenôtre, POWEO Adrien.patenotre@poweo.com

Projet SETHER Appel à projets 2008. Adrien Patenôtre, POWEO Adrien.patenotre@poweo.com Projet SETHER Appel à projets 2008 Adrien Patenôtre, POWEO Adrien.patenotre@poweo.com SETHER STOCKAGE D ELECTRICITÉ SOUS FORME THERMIQUE À HAUTE TEMPÉRATURE Partenaires : POWEO, SAIPEM, CEA, CNAM, GEMH,

Plus en détail

Présentations GTF. Point de vue d un utilisateur final. Durée de vie des ouvrages : Approche Prédictive, PerformantielLE et probabiliste

Présentations GTF. Point de vue d un utilisateur final. Durée de vie des ouvrages : Approche Prédictive, PerformantielLE et probabiliste Présentations GTF Présenté par : Georges NAHAS Organismes : Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) Paris 26 mai 2009 Introduction Le vieillissement des ouvrages de génie civil et plus

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

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

Code de l environnement, notamment les articles L.596-1 et suivants

Code de l environnement, notamment les articles L.596-1 et suivants RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIVISION DE LYON N/Réf. CODEP-LYO-2015-039393 Lyon, le 25 septembre 2015 Monsieur le Directeur général délégué EURODIF-Production Usine Georges Besse BP 175 26 702 - PIERRELATTE Cedex

Plus en détail

Les déchets pris en compte dans les études de conception de Cigéo

Les déchets pris en compte dans les études de conception de Cigéo Les déchets pris en compte dans les études de conception de Cigéo Juillet 2013 2 SOMMAIRE Avant-propos ----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------

Plus en détail

Le partenaire de votre innovation technologique

Le partenaire de votre innovation technologique w w w.. s y n e r r v v i a i a. f. r f r Quelques chiffres Création en 2002 Association loi 1901 20 salariés 17 Ingénieurs et techniciens experts dans leurs domaines et présents dans les centres de compétences

Plus en détail

LILLE COMPIÈGNE REIMS NANTES LYON GRENOBLE MARSEILLE LA1. LA5 Laboratoire fusion nucléaire contrôlée Fusion nucléaire, LHCD, rayons X durs

LILLE COMPIÈGNE REIMS NANTES LYON GRENOBLE MARSEILLE LA1. LA5 Laboratoire fusion nucléaire contrôlée Fusion nucléaire, LHCD, rayons X durs nucléaire - 57 - IMPNTATION GéOGRAPHIQUE DES BORATOIRES ET RéSEAUX CONJOINTS IMPNTATION GéOGRAPHIQUE DES BORATOIRES ET RéSEAUX CONJOINTS DUNKERQUE LILLE COMPIÈGNE NANTES REIMS PARIS PARIS et Île-de-france

Plus en détail

Développement de nouveaux convertisseurs d énergie: Etude du moteur Stirling

Développement de nouveaux convertisseurs d énergie: Etude du moteur Stirling Développement de nouveaux convertisseurs d énergie: Etude du moteur Stirling Bert Juliette Ingénieur R&D juliette.bert@danielson-eng.fr 24 janvier 2013 SOMMAIRE Présentation Danielson Engineering de l

Plus en détail

FUSION PAR CONFINEMENT MAGNÉTIQUE

FUSION PAR CONFINEMENT MAGNÉTIQUE FUSION PAR CONFINEMENT MAGNÉTIQUE Séminaire de Xavier GARBET pour le FIP 06/01/2009 Anthony Perret Michel Woné «La production d'énergie par fusion thermonucléaire contrôlée est un des grands défis scientifiques

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

Témoignage. 3èmes RV du Nucléaire Civil ENSOSP Aix-en-Provence 29 Janvier 2014

Témoignage. 3èmes RV du Nucléaire Civil ENSOSP Aix-en-Provence 29 Janvier 2014 Témoignage 3èmes RV du Nucléaire Civil ENSOSP Aix-en-Provence 29 Janvier 2014 Le Groupe CNIM conçoit et réalise des ensembles industriels clés en main à fort contenu technologique et propose des prestations

Plus en détail

Nuclear trainees program

Nuclear trainees program engagement cohésion Nuclear trainees program audace exigence junior Obtenez en 1 an une formation de généraliste du nucléaire engagement GDF SUEZ / 2 nuclear trainees PROGRAM JUnIOR Vous êtes un jeune

Plus en détail

I. Introduction: L énergie consommée par les appareils de nos foyers est sous forme d énergie électrique, facilement transportable.

I. Introduction: L énergie consommée par les appareils de nos foyers est sous forme d énergie électrique, facilement transportable. DE3: I. Introduction: L énergie consommée par les appareils de nos foyers est sous forme d énergie électrique, facilement transportable. Aujourd hui, nous obtenons cette énergie électrique en grande partie

Plus en détail

LES FORMATIONS A LA RADIOPROTECTION

LES FORMATIONS A LA RADIOPROTECTION LES FORMATIONS A LA RADIOPROTECTION NSTN Paul LIVOLSI 2 AVRIL 2014, CERN - GENÈVE DE QUOI PARLE T-ON? Sécurité Nucléaire Sûreté INB RADIOPROTECTION Prévention et lutte contre les actes de malveillance

Plus en détail

Rapport d évaluation final sur la problématique des indications de défauts constatées sur les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2

Rapport d évaluation final sur la problématique des indications de défauts constatées sur les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2 Rapport d évaluation final sur la problématique des indications de défauts constatées sur les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2 AFCN Mai 2013 1. Introduction En juin 2012, à l occasion d un nouveau

Plus en détail

La centrale nucléaire de Belleville-sur-Loire, une production d électricité au cœur de la région Centre

La centrale nucléaire de Belleville-sur-Loire, une production d électricité au cœur de la région Centre DOSSIER DE PRESSE JANVIER 2012 La centrale nucléaire de Belleville-sur-Loire, une production d électricité au cœur de la région Centre Contact presse : Laurence Poussel Tél : 02-48-54-50-11 e-mail : laurence.poussel@edf.fr

Plus en détail

Leader de l Actuariat Conseil et de la Gestion des Risques

Leader de l Actuariat Conseil et de la Gestion des Risques Leader de l Actuariat Conseil et de la Gestion des Risques Optimind Winter respecte les meilleurs standards européens sur l ensemble des expertises associées à la chaîne des risques des organismes assureurs,

Plus en détail

Installateur chauffage-sanitaire

Installateur chauffage-sanitaire Profil des compétences professionnelles Programme-cadre et détail du programme des examens relatifs aux modules des cours de technologie, théorie professionnelle Organisation pratique Détail du programme

Plus en détail

Transport des objets volumineux et Arrangement Spécial

Transport des objets volumineux et Arrangement Spécial WNTI W O R L D N U C L E A R T R A N S P O RT I N S T I T U T E BROCHURE Transport des objets volumineux et Arrangement Spécial Dédié au transport sûr, efficace et fiable des matières radioactives Transport

Plus en détail

Etude de faisabilité

Etude de faisabilité Etude de faisabilité Modèle de cahier des charges pour chaufferie dédiée Ce modèle de cahier des charges d étude de faisabilité a été réalisé dans le cadre de la Mission Régionale Bois-Energie Il est un

Plus en détail

THEMES SCIENTIFIQUES ET TECHNIQUES - SESSION 2.1 Moins ou pas de déchets : quand, comment? Le retraitement-recyclage à l épreuve des faits Yves Marignac Directeur de WISE-Paris 8 octobre 2005 Débat public

Plus en détail

Principe d'alimentation par convertisseurs multiniveaux à stockage intégré - Application aux accélérateurs de particules

Principe d'alimentation par convertisseurs multiniveaux à stockage intégré - Application aux accélérateurs de particules Principe d'alimentation par convertisseurs multiniveaux à stockage intégré - Application aux accélérateurs de particules THÈSE N O 4034 (2008) PRÉSENTÉE le 30 mai 2008 À LA FACULTÉ DES SCIENCES ET TECHNIQUES

Plus en détail

Tests de résistance belges. Rapport national pour les centrales nucléaires. Evénements liés à l activité humaine. («man-made events»)

Tests de résistance belges. Rapport national pour les centrales nucléaires. Evénements liés à l activité humaine. («man-made events») Tests de résistance belges Rapport national pour les centrales nucléaires Evénements liés à l activité humaine («man-made events») Ce rapport national est fourni par l autorité de sûreté belge dans le

Plus en détail

DIVISION TECHNIQUE GÉNÉRALE

DIVISION TECHNIQUE GÉNÉRALE DIVISION TECHNIQUE GÉNÉRALE L UNITÉ DE MESURE ET D EXPERTISE D EDF 04/12/2014 Copyright EDF-DTG SOMMAIRE 01 EDF-DTG : l expertise au cœur d un leader 02 DTG : un rayonnement national et international 03

Plus en détail

DIVISION DE BORDEAUX Bordeaux, le 13 septembre 2011. Inspection n INSSN-BDX-2011-0839 du 23 au 25 août 2011 Retour d expérience Fukushima

DIVISION DE BORDEAUX Bordeaux, le 13 septembre 2011. Inspection n INSSN-BDX-2011-0839 du 23 au 25 août 2011 Retour d expérience Fukushima RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIVISION DE BORDEAUX Bordeaux, le 13 septembre 2011 Référence courrier : CODEP-BDX-2011-049254 Référence affaire : INSSN-BDX-2011-0839 Monsieur le directeur du CNPE de Civaux BP 64

Plus en détail

Objet : Contrôle des installations nucléaires de base Centrale nucléaire de Saint-Alban Saint-Maurice (INB n 119 et 120) Thème : «incendie»

Objet : Contrôle des installations nucléaires de base Centrale nucléaire de Saint-Alban Saint-Maurice (INB n 119 et 120) Thème : «incendie» RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIVISION DE LYON Lyon, le 23 avril 2015 N/Réf. : CODEP-LYO-2015-016324 Monsieur le Directeur du centre nucléaire de production d'électricité de Saint-Alban Saint- Maurice Electricité

Plus en détail

Ingénieur conception mécanique R&D : allègement siège cabine Référence AKKA/DEC/CKO/ATR/QUALIV/81 (ref akka research : AERO_01)

Ingénieur conception mécanique R&D : allègement siège cabine Référence AKKA/DEC/CKO/ATR/QUALIV/81 (ref akka research : AERO_01) Ingénieur conception mécanique R&D : allègement siège cabine Référence AKKA/DEC/CKO/ATR/QUALIV/81 (ref akka research : AERO_01) Dans le cadre des activités aéronautiques d Akka Research, vous interviendrez

Plus en détail

ÉVALUATION DES PARAMÈTRES CINÉTIQUES DES RÉACTEURS NUCLÉAIRES APPLICATION AUX COMBUSTIBLES MIXTES

ÉVALUATION DES PARAMÈTRES CINÉTIQUES DES RÉACTEURS NUCLÉAIRES APPLICATION AUX COMBUSTIBLES MIXTES ÉVALUATION DES PARAMÈTRES CINÉTIQUES DES RÉACTEURS NUCLÉAIRES APPLICATION AUX COMBUSTIBLES MIXTES ÉCOLE POLYTECHNIQUE FÉDÉRALE DE LAUSANNE POUR L'OBTENTION DU GRADE DE DOCTEUR ÈS SCIENCES TECHNIQUES PAR

Plus en détail

Philippe BERNET. Philippe LAUNÉ. Directeur-adjoint du CIDEN. Chef de la division déconstruction

Philippe BERNET. Philippe LAUNÉ. Directeur-adjoint du CIDEN. Chef de la division déconstruction Philippe BERNET Directeur-adjoint du CIDEN Philippe LAUNÉ Chef de la division déconstruction Centre d Ingénierie Déconstruction et Environnement 154 avenue Thiers 69006 Lyon Diaporama propriété d EDF.

Plus en détail

C3. Produire de l électricité

C3. Produire de l électricité C3. Produire de l électricité a. Electricité : définition et génération i. Définition La matière est constituée d. Au centre de l atome, se trouve un noyau constitué de charges positives (.) et neutres

Plus en détail

INTRODUCTION ET DESCRIPTION GENERALE DE LA TRANCHE

INTRODUCTION ET DESCRIPTION GENERALE DE LA TRANCHE CHAPITRE 1 INTRODUCTION ET DESCRIPTION GENERALE DE LA TRANCHE sous chapitre 1.1 INTRODUCTION 1. OBJET DU RAPPORT PRELIMINAIRE DE SURETE Ce rapport préliminaire de sûreté public est issu du rapport préliminaire

Plus en détail

LE POINT DE VUE DE L IRSN SUR LA SURETE ET LA RADIOPROTECTION DU PARC ELECTRONUCLEAIRE FRANÇAIS EN 2009

LE POINT DE VUE DE L IRSN SUR LA SURETE ET LA RADIOPROTECTION DU PARC ELECTRONUCLEAIRE FRANÇAIS EN 2009 BN1 LE POINT DE VUE DE L IRSN SUR LA SURETE ET LA RADIOPROTECTION DU PARC ELECTRONUCLEAIRE FRANÇAIS EN 2009 RAPPORT DSR N 383 DIRECTION DE LA SURETE DES REACTEURS Rapport DSR N 383 AVANT PROPOS L IRSN

Plus en détail

Réduction des modèles numériques

Réduction des modèles numériques Réduction des modèles numériques Mickaël ABBAS EDF R&D Chef de Projet Méthodes Numériques Avancées Développeur Code_Aster 03 février 2014 Mines ParisTech Plan de la présentation Éléments de contexte industriel

Plus en détail

CORAC : Appels à partenariat Propulsion

CORAC : Appels à partenariat Propulsion 1 CORAC : Appels à partenariat Propulsion Appel à partenariat AIRBUS pour le projet P12 EPICE Contexte du projet P12 Périmètre: Système Propulsif en général, moteur, nacelle, mât réacteur (configuration

Plus en détail

imaginez-vous un univers de possibilités BOOK2014-2015 imagine yourself in a world of opportunities... http://recrutement.akka.eu

imaginez-vous un univers de possibilités BOOK2014-2015 imagine yourself in a world of opportunities... http://recrutement.akka.eu BOOK2014-2015 imaginez-vous un univers de possibilités imagine yourself in a world of opportunities... http://recrutement.akka.eu BOOK France imaginez-vous un univers de possibilités http://recrutement.akka.eu

Plus en détail

POLY-PREPAS Centre de Préparation aux Concours Paramédicaux. - Section Orthoptiste / stage i-prépa intensif -

POLY-PREPAS Centre de Préparation aux Concours Paramédicaux. - Section Orthoptiste / stage i-prépa intensif - POLY-PREPAS Centre de Préparation aux Concours Paramédicaux - Section Orthoptiste / stage i-prépa intensif - 1 Suite énoncé des exos du Chapitre 14 : Noyaux-masse-énergie I. Fission nucléaire induite (provoquée)

Plus en détail

Conseils en Ingénierie mécanique

Conseils en Ingénierie mécanique Conseils en Ingénierie mécanique contact@solsi-cad.fr +33 (0)3 87 60 34 49 CONCEVOIR OPTIMISER Metz INNOVER VALIDER Historique 1985 1992 1996 2003 2013 2014 Solsi : Calculs des Structures - FEA Création

Plus en détail

Indications de défauts dans les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2 Rapport intermédiaire 2014

Indications de défauts dans les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2 Rapport intermédiaire 2014 2014 Indications de défauts dans les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2 Rapport intermédiaire 2014 FANC-AFCN 16-12-2014 Table des matières 1. Introduction... 3 2. Historique... 3 3. Evolution des

Plus en détail

Systèmes d ouverture et de fermeture de cuves de réacteurs et composants primaires

Systèmes d ouverture et de fermeture de cuves de réacteurs et composants primaires Systèmes d ouverture et de fermeture de cuves de réacteurs et composants primaires Plus rapide et en toute sécurité sur le chemin critique avec Siempelkamp heures dans le monde entier >>> www.siempelkamp-tensioning.com

Plus en détail

LE GRAND CARÉNAGE DU PARC NUCLÉAIRE EDF ET LES ACTIONS POST FUKUSHIMA 1 AMBITIONNER DE PORTER À 50 OU 60 ANS L EXPLOITATION DES RÉACTEURS

LE GRAND CARÉNAGE DU PARC NUCLÉAIRE EDF ET LES ACTIONS POST FUKUSHIMA 1 AMBITIONNER DE PORTER À 50 OU 60 ANS L EXPLOITATION DES RÉACTEURS SFEN/GR21 Janvier 2014 LE GRAND CARÉNAGE DU PARC NUCLÉAIRE EDF ET LES ACTIONS POST FUKUSHIMA 1 AMBITIONNER DE PORTER À 50 OU 60 ANS L EXPLOITATION DES RÉACTEURS Le Grand carénage du parc nucléaire d EDF

Plus en détail

Le but de la radioprotection est d empêcher ou de réduire les LES PRINCIPES DE LA RADIOPROTECTION

Le but de la radioprotection est d empêcher ou de réduire les LES PRINCIPES DE LA RADIOPROTECTION LES PRINCIPES DE LA RADIOPROTECTION TOUT PUBLIC 1. Source de rayonnements ionisants 2. Les différents rayonnements ionisants et leur capacité à traverser le corps humain 3. Ecran de protection absorbant

Plus en détail

MASTER PROFESSIONNEL PHYSIQUE DE L ENERGIE ET DE LA TRANSITION ENERGETIQUE

MASTER PROFESSIONNEL PHYSIQUE DE L ENERGIE ET DE LA TRANSITION ENERGETIQUE MASTER PROFESSIONNEL PHYSIQUE DE L ENERGIE ET DE LA TRANSITION ENERGETIQUE Le renouvellement des effectifs dans les grands groupes et les entreprises du secteur de la production d électricité, la modernisation

Plus en détail

Bilan GES Entreprise. Bilan d émissions de Gaz à effet de serre

Bilan GES Entreprise. Bilan d émissions de Gaz à effet de serre Bilan GES Entreprise Bilan d émissions de Gaz à effet de serre Conformément à l article 75 de la loi n 2010-788 du 12 Juillet 2010 portant engagement national pour l environnement (ENE) Restitution pour

Plus en détail

Nantes, le 22 décembre 2014. Monsieur le Directeur IONISOS Zone industrielle Les Chartinières 01120 DAGNEUX

Nantes, le 22 décembre 2014. Monsieur le Directeur IONISOS Zone industrielle Les Chartinières 01120 DAGNEUX RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIVISION DE NANTES N/Réf. : CODEP-NAN-2014-056821 Nantes, le 22 décembre 2014 Monsieur le Directeur IONISOS Zone industrielle Les Chartinières 01120 DAGNEUX Objet Contrôle des installations

Plus en détail

L INSTITUT DE RADIOPROTECTION ET DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE (IRSN)

L INSTITUT DE RADIOPROTECTION ET DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE (IRSN) CHAPITRE 18 L INSTITUT DE RADIOPROTECTION ET DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE (IRSN) Introduction 367 Les missions de l IRSN 367 Bilan des activités de l IRSN en 2007 369 Appui de nature réglementaire 369 Expertise

Plus en détail

Utilisation de SALOME pour la distribution de calculs Code_Carmel3D en CND avec remaillage

Utilisation de SALOME pour la distribution de calculs Code_Carmel3D en CND avec remaillage Utilisation de SALOME pour la distribution de calculs Code_Carmel3D en CND avec remaillage M. Pallud pallud@imacs.polytechnique.fr IMACS travail en collaboration avec N. Béreux O. Moreau EDF R&D / CLAMART

Plus en détail

Projet de recherche énergétique international ITER

Projet de recherche énergétique international ITER Dossier de presse Projet de recherche énergétique international ITER Le plus gros contrat jamais signé depuis le démarrage d ITER remporté par Cofely Axima, Cofely Endel, Cofely Ineo et M+W Sommaire 1.

Plus en détail

«Cofely Endel apporte la force d un groupe, leader sur le marché de la maintenance. Ses

«Cofely Endel apporte la force d un groupe, leader sur le marché de la maintenance. Ses CHIMIE Maintenance d un centre de stockage NUCLÉAIRE DÉFENSE NUCLÉAIRE PO Augmenter la disponibilité de ses équipements de stockage Avoir un interlocuteur unique sur les prestations de maintenance et capable

Plus en détail

Etude sur interopérabilité IS-SdF. Présentation Séminaire SdF de l X 28 Septembre 2012

Etude sur interopérabilité IS-SdF. Présentation Séminaire SdF de l X 28 Septembre 2012 Etude sur interopérabilité IS-SdF Présentation Séminaire SdF de l X 28 Septembre 22 Gilles Deleuze, EDF R&D Sommaire Cadre de l étude ravaux effectués à septembre 22 Cas test Choix d outil pour l Ingénierie

Plus en détail

Présentation d une problématique industrielle dans le domaine du nucléaire

Présentation d une problématique industrielle dans le domaine du nucléaire GDR Psycho-Ergo Présentation d une problématique industrielle dans le domaine du nucléaire EDF R&D Département Management des Risques Industriels Groupe Facteurs Humains Présentation du Groupe FH Groupe

Plus en détail

L Allemagne championne des énergies propres?

L Allemagne championne des énergies propres? L Allemagne championne des énergies propres? La chancelière allemande a tranché, l Allemagne sera la première grande puissance industrielle européenne à sortir du nucléaire. Et ceci rapidement puisque

Plus en détail

RADIOPROTECTION EXIGENCES DE RADIOPROTECTION

RADIOPROTECTION EXIGENCES DE RADIOPROTECTION CHAPITRE 12 sous chapitre 12.0 RADIOPROTECTION EXIGENCES DE RADIOPROTECTION L objet de ce sous-chapitre est de définir le cadre réglementaire relatif à la radioprotection sur lequel est basée la conception

Plus en détail

MAITRISE DE LA CHAINE LOGISTIQUE GLOBALE (SUPPLY CHAIN MANAGEMENT) Dimensionnement et pilotage des flux de produits

MAITRISE DE LA CHAINE LOGISTIQUE GLOBALE (SUPPLY CHAIN MANAGEMENT) Dimensionnement et pilotage des flux de produits MAITRISE DE LA CHAINE LOGISTIQUE GLOBALE (SUPPLY CHAIN MANAGEMENT) Dimensionnement et pilotage des flux de produits Préambule La performance flux, quel que soit le vocable sous lequel on la désigne ( Juste

Plus en détail

Une prise de conscience de la Continuité d Activité du SI à EDF

Une prise de conscience de la Continuité d Activité du SI à EDF Une prise de conscience de la Continuité d Activité du SI à EDF Véronique BONNE EDF/Direction Informatique et Télécommunications Le Groupe EDF, un leader européen de l énergie Chiffres clés du Groupe EDF*

Plus en détail