Industrie nucléaire

 

Etudes sur les réacteurs à eau pressurisée du parc Français:

• Mise à jour d’un dossier de fabrication de robinets d’instrumentation.

• Mise à jour du dossier de fabrication du système d’instrumentation du cœur partie flux.

• Étude d’un dispositif de réparation d’un système d’étanchéité pour EDF.

• Mise à jour du dossier des pièces de rechanges pour EDF.

• Prise en compte des éléments du REX vis-à-vis du risque lié à la propreté inclusionnaire.

• Étude de la justification du surtarage des soupapes RIS de Fessenheim 2.

• Étude de la justification du surtarage des soupapes RIS de Bugey 5.

• Étude de la justification du surtarage des soupapes RIS de Bugey 3.

• Étude de la justification du surtarage des soupapes RIS de Bugey 4.

• Création d’une spécification d’expertise sur des robinets.

• Création d’une procédure d’essai vibratoire sur des robinets.

• Étude de la faisabilité de l’installation d'un système d'étanchéité sur les colonnes de thermocouples du parc EDF.

• Expertise et essais des indicateurs de niveau à glace pour accumulateurs.

• Étude et justification de la faisabilité du surtarage des soupapes RIS sur Fessenheim 1.

• Rédaction de la réquisition de la soupape TEP455VP – VD2 1300MWe -.

• Étude et justification du surtarage des soupapes RIS de Bugey 2.

• Suivi documentaire et traitement des BTA robinetterie destinés au RGV.

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Etudes sur le réacteur EPR de Flamanville:

• Calculs des actions sur les vannes du circuit ARE BAS.

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Etudes sur le réacteur EPR d'Olkiluoto:

• Préparation des dossiers pour la mise à jour de la justification de 9 lignes soumises à des ruptures hydrauliques et pilotage des calculs sous-traités ou réalisés en interne.

• Réalisation de la mise à jour de la justification de la ligne UJA-JNG-11 soumise à des ruptures hydrauliques.

 

Etudes sur le réacteur EPR de Tishan:

• Spécification d’approvisionnement des limiteurs de débit « DI ».

• Spécification d’approvisionnement du calorifuge des équipements.

• Spécification technique et réquisition des limiteurs de débits Q2 et Q3 « DI ».

• Spécification d’approvisionnement des capteurs de débit « KD ».

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Etudes sur le traitement des déchets:

• Calcul du supportage d’un barboteur et d’une soupape soumise au séisme.

• Calculs thermiques d’un emballage CBFC2 soumis à un feu normalisé.

• Calculs thermiques d’un emballage EMEM soumis à des feux normalisés.

• Calculs thermiques d’un emballage CEFE soumis à des feux normalisés.

• Calculs thermiques d’un emballage EMEM dans son suremballage le tout soumis à des feux normalisés.

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Etudes sur le réacteur à neutrons rapides ASTRID:

• Etude de sensibilité des lyres d’un Echangeur de Chaleur Sodium Gaz (ECSG).

• Vérification d’étude de faisabilité.

• Étude de la mise en œuvre de l’inspection de la dalle.

• Étude de l’implantation préliminaire des mécanismes de barre.

• Étude de l’orientation de la conception des mécanismes de barre.

• Chiffrage préliminaire des mécanismes de barre.

• Analyse préliminaire de l’instrumentation sur les mécanismes de barre.

• Étude de la mise en œuvre de l’inspection du support platelage.

• Étude de la mise en œuvre de l’inspection des cuves du circuit primaire.

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Etudes de démantèlement d'un réacteur à neutrons rapides:

• Justification mécanique des supports d’une pompe soumise au séisme.

• Recherche documentaire sur le laser de découpe.

• Rédaction du Cahier des Spécification et Clauses Techniques (CSCT) du matériel d’inspection pour la vidange de la cuve primaire.

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Étude sur le démantèlement du réacteur Buget 1.

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Analyse de la qualification d’un logiciel de dimensionnement mécanique.

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Préparation et mise en oeuvre d'une formation en mécanique depuis la phase de conception jusqu’à la fabrication.

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Rédaction de spécifications d’approvisionnement des matières.

 

Réacteur à eau pressurisée de Koeberg en Afrique du Sud:

• Calcul suivant ASME d’un doigt de gant situé dans une branche chaude du réacteur.

• Réconciliation RCC-M vers ASME d’un robinet.

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Réacteur à eau pressurisée de Krsko en Slovénie :

• Réponse à l'offre de remplacement du système RIC flux.

• Étude du dossier d’installation du système RIC flux.

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Combustible nucléaire:

• Etude du réexamen du site FBFC sur le thème des unités de levage.

• Etude du réexamen du site FBFC sur le thème de la sûreté criticité.

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