Réacteur nucléaire à eau supercritiquethumb|Schéma d'un réacteur nucléaire à eau supercritique. Le réacteur nucléaire à eau supercritique (RESC) (en anglais, SuperCritical Water Reactor : SCWR) est un concept de réacteur nucléaire avec un caloporteur à base d'eau mais dans un état supercritique. Il est évalué puis retenu dans le cadre du Forum International Génération IV. L'eau permettant le refroidissement du réacteur est dans un état supercritique (à la fois gazeux et liquide), c’est-à-dire à une température supérieure à 374 °C et sous une pression supérieure à 221 bar.
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.
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.
Nuclear reactor coolantA nuclear reactor coolant is a coolant in a nuclear reactor used to remove heat from the nuclear reactor core and transfer it to electrical generators and the environment. Frequently, a chain of two coolant loops are used because the primary coolant loop takes on short-term radioactivity from the reactor. Almost all currently operating nuclear power plants are light water reactors using ordinary water under high pressure as coolant and neutron moderator.
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.
SpallationLa spallation nucléaire (de l'anglais to spall, produire des éclats) est une réaction nucléaire au cours de laquelle un noyau atomique est frappé par une particule incidente (neutron, proton...) ou une onde électromagnétique de grande énergie (à partir de 50 MeV et jusqu'à quelques GeV). Sous la violence de l'impact, le noyau cible se décompose en produisant des jets de particules plus légères (neutrons, protons, ou noyau léger de deutérium ou d'hélium, voire de lithium).
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).
Eutectique plomb-bismuthL’eutectique plomb-bismuth est un alliage eutectique de plomb (44,5 %) et de bismuth (55,5 %) utilisé comme liquide de refroidissement dans certains réacteurs nucléaires, ainsi qu'un liquide de refroidissement proposé dans les réacteurs rapides refroidis au plomb, qui fait partie des réacteurs de IV génération. Son point de fusion est de (le plomb pur fond à ; le bismuth pur à ) et un point de condensation à . Les alliages plomb-bismuth ayant entre 30 et 75 % de bismuth ont tous un point de fusion inférieur à .
Nuclear reactor physicsNuclear reactor physics is the field of physics that studies and deals with the applied study and engineering applications of chain reaction to induce a controlled rate of fission in a nuclear reactor for the production of energy. Most nuclear reactors use a chain reaction to induce a controlled rate of nuclear fission in fissile material, releasing both energy and free neutrons.
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).
Nuclear reactor coreA nuclear reactor core is the portion of a nuclear reactor containing the nuclear fuel components where the nuclear reactions take place and the heat is generated. Typically, the fuel will be low-enriched uranium contained in thousands of individual fuel pins. The core also contains structural components, the means to both moderate the neutrons and control the reaction, and the means to transfer the heat from the fuel to where it is required, outside the core.
Source de neutronsUne source de neutrons est un équipement qui émet des neutrons. Il existe une grande variété de sources qui vont des sources radioactives portables aux réacteurs nucléaires ou aux sources de spallation. Suivant l'énergie et le flux des neutrons, la taille de la source, les coûts et la réglementation, ces équipements peuvent être trouvés dans des domaines aussi variés que la physique, l’ingénierie, la médecine, l'armement nucléaire, l'exploration pétrolière, la biologie, la chimie et l'industrie nucléaire.
