Cycle du combustible nucléairethumb|Schéma simplifié d'un cycle du combustible nucléaire : (1) extraction-enrichissement-fabrication (2) retraitement après usage (3) stockage ou (4) recyclage. Le cycle du combustible nucléaire (ou chaîne du combustible nucléaire) est l'ensemble des opérations de fourniture de combustible aux réacteurs nucléaires, puis de gestion du combustible irradié, depuis l'extraction du minerai jusqu'à la gestion des déchets radioactifs.
Behavior of nuclear fuel during a reactor accidentThis page describes how uranium dioxide nuclear fuel behaves during both normal nuclear reactor operation and under reactor accident conditions, such as overheating. Work in this area is often very expensive to conduct, and so has often been performed on a collaborative basis between groups of countries, usually under the aegis of the Organisation for Economic Co-operation and Development's Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI). Both the fuel and cladding can swell.
Pile à combustibleUne pile à combustible est un générateur électrochimique produisant une tension électrique grâce à l'oxydation sur une électrode d'un combustible réducteur (par exemple le dihydrogène) couplée à la réduction sur l'autre électrode d'un oxydant, tel que l'oxygène de l'air. Elle est distincte de la pile électrique, qui fonctionne également par réaction d'oxydoréduction, mais qui est constituée d'empilements de métaux. vignette|Pile à combustible de la NASA au méthanol.
Barre de contrôle (nucléaire)thumb|Barres de contrôle (2006) Une barre de contrôle ou barre de commande est une « pièce mobile » de matériau neutrophage servant à diminuer le facteur de multiplication des neutrons par capture stérile de neutrons ; ces absorbants neutroniques permettent ainsi de contrôler des réactions en chaîne dans l'industrie nucléaire.
Spent nuclear fuelSpent nuclear fuel, occasionally called used nuclear fuel, is nuclear fuel that has been irradiated in a nuclear reactor (usually at a nuclear power plant). It is no longer useful in sustaining a nuclear reaction in an ordinary thermal reactor and, depending on its point along the nuclear fuel cycle, it will have different isotopic constituents than when it started. Nuclear fuel rods become progressively more radioactive (and less thermally useful) due to neutron activation as they are fissioned, or "burnt" in the reactor.
SurgénérationLa surgénération ou surrégénération est la capacité d'un réacteur nucléaire à produire plus d'isotopes fissiles qu'il n'en consomme, en transmutant des isotopes fertiles en isotopes fissiles. Le seul isotope fissile disponible en tant que ressource naturelle sur Terre est l'uranium 235, directement exploitable dans le cycle du combustible nucléaire. La surgénération permet théoriquement de valoriser en tant que combustible nucléaire l'ensemble des matières fertiles tels l'uranium 238, qui représente plus de 99 % de l'uranium naturel, et le thorium, lui-même trois fois plus abondant que l'uranium.
Glossary of fuel cell termsThe Glossary of fuel cell terms lists the definitions of many terms used within the fuel cell industry. The terms in this fuel cell glossary may be used by fuel cell industry associations, in education material and fuel cell codes and standards to name but a few. Activation loss See overpotential Adsorption Adsorption is a process that occurs when a gas or liquid solute accumulates on the surface of a solid or a liquid (adsorbent), forming a film of molecules or atoms (the adsorbate).
Pile à combustible à oxyde solideLes piles à combustibles à oxydes solides (ou SOFC selon l'acronyme anglais de Solid oxide fuel cells) sont prévues essentiellement pour les applications stationnaires avec une puissance de sortie allant de 1 kW à 2 MW. Elles fonctionnent à très hautes températures, typiquement entre et (723 et 1273 K). Leurs rejets gazeux peuvent être utilisés pour alimenter une turbine à gaz secondaire afin d'accroître le rendement électrique.
SellafieldLe site de Sellafield est le principal complexe de la filière électronucléaire britannique. Initialement nommé Windscale, il a été rebaptisé Sellafield à la suite d'un grave accident dans l'un de ses réacteurs nucléaires en 1957. Situé sur la côte de la mer d'Irlande dans le comté de Cumbria au Nord-Ouest de l'Angleterre, il comprend 400 bâtiments répartis sur et emploie environ . Ce site abrite plusieurs installations : une ancienne usine de traitement du combustible usé ouverte de 1951 à 1964, l'unité B204.
Piscine de stockage de combustible nucléaireUne piscine de stockage du combustible usagé (en anglais SFP pour Spent fuel pools) est un bassin d'entreposage provisoire de combustible nucléaire irradié ou destiné au rechargement d’un réacteur à l’arrêt. Après avoir servi dans le réacteur d’une centrale nucléaire ou dans un réacteur d’étude ou de recherche, réacteur expérimental ou de sous-marin nucléaire, le « combustible nucléaire usagé » (originellement constitué d'uranium plus ou moins enrichi ou d'un mélange d’uranium et de plutonium dit « MOX ») est encore radioactif et dégage de la chaleur (on parle de « puissance résiduelle ») ; il est alors retiré du réacteur et stocké provisoirement dans la piscine de stockage avant envoi pour retraitement et stockage final.
Diffusion gazeusevignette|droite|Usine d'enrichissement d'uranium par diffusion gazeuse à Portsmouth dans l'Ohio. La diffusion gazeuse est un processus utilisé pour la production d'uranium enrichi. Il consiste à contraindre de l'hexafluorure d'uranium sous forme gazeuse, UF6, à traverser des membranes hémiperméables. Ce qui permet la séparation des molécules contenant de l'uranium-235 et de l'uranium-238. En utilisant une cascade de plusieurs de ces dispositifs, on obtient une bonne séparation des isotopes.
Réacteur nucléaire de rechercheUn réacteur nucléaire de recherche sert principalement de source de neutrons pour la recherche et développement de la filière électronucléaire par l'étude du comportement des matériaux et des combustibles nucléaires face à des sollicitations neutroniques, thermohydrauliques ou chimiques représentatives du fonctionnement en vraie grandeur d'un réacteur industriel. Un réacteur de recherche peut servir aussi à la formation des personnels de l'industrie électronucléaire, à la médecine nucléaire pour la production de radioisotopes médicaux, ou à l'industrie nucléaire militaire.
