Petit réacteur modulaireUn petit réacteur modulaire (PRM) (en anglais : small modular reactor, abrégé en SMR) est un réacteur nucléaire à fission, de taille et puissance plus faibles que celles des réacteurs conventionnels, fabriqué en usine et transporté sur le site d'implantation pour y être installé. Les réacteurs modulaires permettent de réduire les travaux sur site, d'accroître l'efficacité du confinement et la sûreté des matériaux nucléaires. Les PRM (d'une puissance de ) sont proposés comme une alternative à moindre coût, ou comme complément, aux réacteurs nucléaires conventionnels.
Réacteur à eau légèreUn réacteur à eau légère (REL) ou light water reactor (LWR) est un réacteur nucléaire qui utilise de l'eau, aussi appelée eau légère, comme fluide caloporteur et modérateur. Cela le distingue du réacteur à eau lourde et du réacteur modéré au graphite. Il s'agit de réacteurs à neutrons thermiques. Les réacteurs à eau légère les plus courants sont les réacteurs à eau pressurisée (REP) et les réacteurs à eau bouillante (REB). D'autres types de réacteurs sont refroidis à l'eau légère, notamment les RBMK russes et des réacteurs militaires de production de plutonium.
Fission products (by element)This page discusses each of the main elements in the mixture of fission products produced by nuclear fission of the common nuclear fuels uranium and plutonium. The isotopes are listed by element, in order by atomic number. Neutron capture by the nuclear fuel in nuclear reactors and atomic bombs also produces actinides and transuranium elements (not listed here). These are found mixed with fission products in spent nuclear fuel and nuclear fallout. Neutron capture by materials of the nuclear reactor (shielding, cladding, etc.
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).
Generation IV reactorGeneration IV reactors (Gen IV) are nuclear reactor design technologies that are envisioned as successors of generation III reactors. The Generation IV International Forum (GIF) - an international organization that coordinates the development of generation IV reactors - specifically selected six reactor technologies as candidates for generation IV reactors. The designs target improved safety, sustainability, efficiency, and cost.
Uranium de retraitementL’uranium de retraitement (URT, en anglais, Recovered Uranium ou Reprocessed Uranium- RU) est généralement produit par le traitement des combustibles d’oxyde d'’uranium (UOX) irradiés, produits dans les cycles d'un réacteur à eau légère. Le combustible nucléaire usagé de ces filières contient principalement de l'uranium (de l'ordre de 95 % de la masse), dont la proportion d'uranium 235 (U) est supérieure à la teneur naturelle, de l'ordre de 1 %.
Combustiblethumb|Le combustible consommé dans une cheminée traditionnelle est généralement du bois. Un combustible est un composé chimique qui, avec un comburant (comme le dioxygène) et de l'énergie, se consume dans une réaction chimique générant de la chaleur : la combustion. Cette réaction d'oxydation exothermique rapide fait intervenir un réactif réducteur (combustible), et un réactif oxydant (comburant). Un carburant est un combustible qui alimente un moteur à combustion interne.
Puissance résiduellevignette|Puissance résiduelle après arrêt instantané du réacteur. La puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire est la chaleur produite par le cœur postérieurement à l'arrêt de la réaction nucléaire en chaîne et constituée par l'énergie de désintégration des produits de fission. Dans le cas d'un réacteur électrogène ayant fonctionné un an à sa pleine puissance et brusquement arrêté, la puissance résiduelle instantanée vaut 6,5 % de la puissance thermique du réacteur immédiatement avant son arrêt ; elle décroît ensuite et vaut typiquement par valeur supérieure : 2,67 % quinze minutes après l'arrêt, 1,59 % après une heure, 0,67 % après une journée et 0,34 % après une semaine.
Physique nucléairevignette|Diagramme N-Z qui représente les isotopes pour chaque atome en physique nucléaire. La physique nucléaire est la science qui a pour objet l'étude du noyau atomique et des interactions dont il est le siège, c'est-à-dire l'étude du noyau atomique en tant que tel (par l'élaboration d'un modèle théorique décrivant son état fondamental, ses différents modes d'excitation et de désexcitation), mais aussi de la façon dont il interagit avec des particules élémentaires comme le proton ou les électrons, ou avec d'autres noyaux.
Online refuellingIn nuclear power technology, online refuelling is a technique for changing the fuel of a nuclear reactor while the reactor is critical. This allows the reactor to continue to generate electricity during routine refuelling, and therefore improve the availability and profitability of the plant. Online refuelling allows a nuclear reactor to continue to generate electricity during periods of routine refuelling, and therefore improves the availability and therefore the economy of the plant.
Réacteur à onde progressiveUn réacteur à onde progressive, ou réacteur à onde de combustion, en anglais Traveling Wave Reactor (TWR), est un concept jamais réalisé de réacteur nucléaire qui convertit un isotope fertile en isotope fissile par transmutation nucléaire lors de son fonctionnement. À la différence des réacteurs actuels de type REP ou REB, qui utilisent de l'uranium enrichi, cet hypothétique réacteur convertit lui-même son combustible, qui peut être de l'uranium naturel, de l'uranium appauvri ou du thorium, en produit fissile.
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.
