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.
Débat sur l'énergie nucléaireLe débat sur l'énergie nucléaire est un des sujets du débat politique. Les politiques énergétiques sont différentes d'un pays à l'autre, la majorité des pays n'a jamais produit d'électricité issue de l'utilisation de l'énergie nucléaire, d'autres ont programmé une sortie du nucléaire civil, ou bien ont décidé un moratoire pour la construction de nouveaux réacteurs nucléaires, ou même acté une interdiction d'exploitation ou d'importation d'électricité d'origine nucléaire dans leur législation.
Centrale nucléaireUne centrale nucléaire est un site industriel destiné à la production d'électricité, comprenant un ou plusieurs réacteurs nucléaires. La puissance électrique d'une centrale varie de quelques mégawatts à plusieurs milliers de mégawatts en fonction du nombre et du type de réacteur en service sur le site. L'énergie d'une centrale nucléaire provient de la fission de noyaux d'atomes lourds.
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.
Liquid fluoride thorium reactorThe liquid fluoride thorium reactor (LFTR; often pronounced lifter) is a type of molten salt reactor. LFTRs use the thorium fuel cycle with a fluoride-based molten (liquid) salt for fuel. In a typical design, the liquid is pumped between a critical core and an external heat exchanger where the heat is transferred to a nonradioactive secondary salt. The secondary salt then transfers its heat to a steam turbine or closed-cycle gas turbine. Molten-salt-fueled reactors (MSRs) supply the nuclear fuel mixed into a molten salt.
Démantèlement nucléaireLe démantèlement nucléaire, selon l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA), doit s'appliquer à tout site nucléaire arrivé en fin de vie afin de ne créer aucun risque inacceptable auprès des populations et de l'environnement, et permettre la réutilisation du site pour d'autres usages. L'abandon pur et simple du site après usage n'est pas considéré comme une solution acceptable car il pourrait se dégrader et occasionner un risque pour son environnement.
Programme nucléaire du Royaume-UniLe Programme nucléaire du Royaume-Uni, l'un des premiers au monde historiquement, voit l'inauguration d'une première centrale nucléaire en 1956, et fournissait en 2021 14,8% de l'électricité produite au Royaume-Uni. Le parc nucléaire du royaume comprend, en 2023, 9 réacteurs nucléaires opérationnels répartis sur 4 sites. Le combustible nucléaire est retraité dans l'usine de Sellafield (anciennement Windscale).
Uranium 236L'uranium 236, noté U, est l'isotope de l'uranium dont le nombre de masse est égal à 236 : son noyau atomique compte et avec un spin 0+ pour une masse atomique de . Il est caractérisé par un excès de masse de et une énergie de liaison nucléaire par nucléon de . Émetteur α de la chaîne de désintégration du thorium , sa demi-vie est de d'années, la plus élevée après le (qui n'est pas produit par le cycle de l'uranium) parmi les transuraniens autres que l', l' et le existants à l'état naturel. redresse=1.
Combustible MOXLe combustible MOX (ou MOx) est un combustible nucléaire constitué d'environ 8,5 % de plutonium et 91,5 % d'uranium appauvri. Le terme MOX est l'abréviation de « mélange d'oxydes » (ou mixed oxides en anglais) car le combustible MOX contient plus exactement du dioxyde de plutonium (PuO2) et du dioxyde d'uranium appauvri (UO2). Il se présente sous forme de poudre, granulés ou pastilles. Actuellement, le MOX n'est produit que par l'usine Melox du groupe français Orano.
Uranium 234L’uranium 234, noté U, est l'isotope de l'uranium dont le nombre de masse est égal à 234 : son noyau atomique compte et avec un spin 0+ pour une masse atomique de . Il est caractérisé par un excès de masse de , et une énergie de liaison nucléaire par nucléon de . Son abondance naturelle est de (0,0054 %), l'uranium naturel étant constitué à 99,2742 % d' avec lequel il est en équilibre séculaire. Un gramme d' présente une radioactivité de . C'est l'isotope de loin le plus radioactif dans l'uranium naturel.
Produit de fissionLes produits de fission sont des corps chimiques résultant de la fission d'un noyau atomique fissile : chaque noyau de matière fissile subissant une fission nucléaire se casse en deux (exceptionnellement trois) morceaux, qui se stabilisent sous forme de nouveaux atomes. Les produits de fission se forment suivant une distribution statistique (qui dépend faiblement du noyau fissile) et on y trouve des isotopes d'une bonne partie des éléments chimiques existants.
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.
