Rendement de produit de fissionLa fission nucléaire divise des noyaux lourds tels que des noyaux d'uranium ou de plutonium en deux noyaux plus légers, appelés produits de fission. Le rendement de produit de fission désigne la fraction de produit de fission produit par fission. Ce rendement peut être défini : pour chaque isotope par élément chimique produit sous la forme de différents isotopes, ayant des nombres de masse différents mais un même numéro atomique. par noyau de nombre de masse donné, sans prendre en compte le numéro atomique.
Traitement du combustible nucléaire uséLe traitement du combustible nucléaire usé (anciennement retraitement des combustibles usés) regroupe plusieurs procédés mécaniques et chimiques de traitement du combustible nucléaire après utilisation en réacteur, visant à séparer des éléments potentiellement réutilisables tels que l'uranium et le plutonium, mais également les « actinides mineurs », des produits de fission contenus dans le combustible nucléaire irradié. Le traitement du combustible usé est l'une des étapes du cycle du combustible nucléaire.
Loss-of-coolant accidentA loss-of-coolant accident (LOCA) is a mode of failure for a nuclear reactor; if not managed effectively, the results of a LOCA could result in reactor core damage. Each nuclear plant's emergency core cooling system (ECCS) exists specifically to deal with a LOCA. Nuclear reactors generate heat internally; to remove this heat and convert it into useful electrical power, a coolant system is used. If this coolant flow is reduced, or lost altogether, the nuclear reactor's emergency shutdown system is designed to stop the fission chain reaction.
Cycle du combustible nucléaire au thoriumLe cycle du combustible au thorium décrit l'utilisation du thorium 232, un élément abondant dans la nature, comme matériau fertile permettant d'alimenter un réacteur nucléaire. Le cycle du thorium présente de nombreux avantages théoriques par rapport à un cycle à l'uranium : le thorium est trois à quatre fois plus abondant que l'uranium, notamment dans les pays qui sont susceptibles de construire des réacteurs dans le futur, comme l'Inde, le Brésil et la Turquie.
Gas-cooled fast reactorThe gas-cooled fast reactor (GFR) system is a nuclear reactor design which is currently in development. Classed as a Generation IV reactor, it features a fast-neutron spectrum and closed fuel cycle for efficient conversion of fertile uranium and management of actinides. The reference reactor design is a helium-cooled system operating with an outlet temperature of 850 °C using a direct Brayton closed-cycle gas turbine for high thermal efficiency.
Generation II reactorA generation II reactor is a design classification for a nuclear reactor, and refers to the class of commercial reactors built until the end of the 1990s. Prototypical and older versions of PWR, CANDU, BWR, AGR, RBMK and VVER are among them. These are contrasted to reactors, which refer to the early prototype of power reactors, such as Shippingport, Magnox/UNGG, AMB, Fermi 1, and Dresden 1. The last commercial Gen I power reactor was located at the Wylfa Nuclear Power Station and ceased operation at the end of 2015.
Poison à neutronsUn poison neutronique (également appelé « absorbeur de neutrons » ou « poison nucléaire ») est une substance ayant une grande section d'absorption de neutrons, et qui a de ce fait un impact significatif dans le bilan neutronique d'un réacteur nucléaire. Dans les réacteurs nucléaires, l'absorption des neutrons a notamment un effet d'empoisonnement du réacteur. Cet empoisonnement est principalement dû à la capture de neutrons par des produits de fission de demi-vie courte dont le principal est le xénon 135 ou par des produits de fission de demi-vie plus longue ou stable comme le samarium 149 et le gadolinium 157.
Température neutroniquevignette|400px|Graphique des fonctions de densité de probabilité de vitesse de la vitesse de quelques gaz nobles à une température de (). Des distributions de vitesse similaires sont obtenues pour des neutrons modérés. La température neutronique, aussi appelée par métonymie « énergie des neutrons », est l'énergie cinétique moyenne d'un neutron libre dans sa population, énergie qui est habituellement donnée en électron-volts (abréviation eV et ses multiples, keV, MeV), la température étant en kelvins (K) ou en degrés Celsius (°C).
Réacteur CANDULe réacteur CANDU, conçu au Canada dans les années 1950 et 1960, est un réacteur nucléaire à l'uranium naturel (non enrichi) à eau lourde pressurisée (PHWR) développé par Énergie atomique du Canada Limitée. L'acronyme « CANDU » signifie CANada Deuterium Uranium en référence à l'utilisation de l'oxyde de deutérium (eau lourde) et du combustible à l'uranium naturel. Les réacteurs CANDU utilisent l'uranium naturel comme combustible. L'uranium naturel est formé de plusieurs isotopes de l'uranium dont les plus abondants sont l'uranium 238 (238U) et l'uranium 235 (235U).
ProtactiniumLe protactinium est un élément chimique de symbole Pa et de numéro atomique 91. C'est un métal gris-argent de la famille des actinides. Son nom est composé du mot grec πρῶτος « premier » et d'« actinium », le précédant l'actinium dans la chaîne de désintégration radioactive de l'. L'isotope Pa a été identifié en 1913 par Kasimir Fajans et Otto H. Göhring, qui l'avaient nommé « brévium » (bref) bien qu'en 1900, William Crookes l'ait séparé d'un échantillon d'uranium sans l'identifier (il lui donne le nom d'uranium-X).
Combustible nucléairevignette|Modèle de l'atome. Le combustible nucléaire est le produit qui, contenant des isotopes fissiles (uranium, plutonium...), fournit l'énergie dans le cœur d'un réacteur nucléaire en entretenant la réaction en chaîne de fission nucléaire. Les termes « combustible » et « combustion » sont utilisés par analogie à la chaleur dégagée par une matière en feu, mais sont inappropriés pour caractériser tant le produit que son action.
Transmutationvignette|redresse=1.2|Le Soleil est un réacteur à fusion naturel qui transmute les éléments légers en éléments plus lourds grâce à la nucléosynthèse stellaire, une forme de fusion nucléaire. La transmutation de la matière est la transformation d'une substance en une autre. En physique nucléaire, la transmutation (ou mue atomique) est la transformation d'un élément chimique en un autre par une modification de son noyau atomique. Elle est aussi appelée transmutation nucléaire.
