Clementine (réacteur)Clementine était le premier réacteur nucléaire à neutrons rapides expérimental. Il se situait dans le laboratoire national de Los Alamos au Nouveau-Mexique. Le réacteur a été construit en 1946, peu après que Enrico Fermi propose le concept de surgénérateur en 1945. Le réacteur a fonctionné à partir de 1946 et a atteint sa puissance maximale en 1949. Le but du réacteur était la recherche pour la fabrication d'arme nucléaire mais des expériences ont aussi été menées pour étudier la faisabilité des surgénérateurs civils.
Passive nuclear safetyPassive nuclear safety is a design approach for safety features, implemented in a nuclear reactor, that does not require any active intervention on the part of the operator or electrical/electronic feedback in order to bring the reactor to a safe shutdown state, in the event of a particular type of emergency (usually overheating resulting from a loss of coolant or loss of coolant flow).
Réacteur Bvignette|Le réacteur B en 1944. Le réacteur B, situé dans le complexe nucléaire de Hanford près de Richland dans l'État de Washington, est le premier réacteur nucléaire de grande taille destiné à la production de plutonium au monde. Catégorie:Histoire de la physique Catégorie:Historic Civil Engineering Landmark dans l'État de Washington Catégorie:Programme nucléaire des États-Unis Catégorie:Réacteur nucléaire américain Catégorie:Projet Manhattan Catégorie:Richland (Washington) Catégorie:National Historic La
Réacteur nucléaire hybride fusion fissionUn réacteur nucléaire hybride fusion fission est un concept de réacteur nucléaire qui utilise une combinaison de processus de fusion et de fission nucléaires. Dans un tel réacteur, des neutrons rapides à haute énergie provenant d'un réacteur à fusion déclenchent la fission de combustibles de manière sous-critique. Les réactions de fission ne seraient donc pas en chaîne auto-entretenue.
Aqueous homogeneous reactorAqueous homogeneous reactors (AHR) is a 2 chamber reactor consisting of an interior reactor chamber and an outside cooling and moderating jacket chamber. are a type of nuclear reactor in which soluble nuclear salts (usually uranium sulfate or uranium nitrate) are dissolved in water. The fuel is mixed with heavy or light water which partially moderates and cools the reactor. The outside layer of the reactor has more water which also partially cools and acts as a moderator, .
Analyse par activation neutroniqueL’activation neutronique est une méthode analytique, sensible et précise, permettant l’identification ainsi que la quantification des éléments présents dans un échantillon. En effet, cette technique permet une analyse des rayons gamma caractéristiques qui ont été émis pendant la désintégration après que ces derniers s’irradient dans un réacteur nucléaire. Ces signatures énergétiques vont pouvoir permettre l’identification des composés présents ciblés alors que leur taux de comptage sera proportionnel à leur concentration dans l’échantillon.
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.
Corrélation (statistiques)En probabilités et en statistique, la corrélation entre plusieurs variables aléatoires ou statistiques est une notion de liaison qui contredit leur indépendance. Cette corrélation est très souvent réduite à la corrélation linéaire entre variables quantitatives, c’est-à-dire l’ajustement d’une variable par rapport à l’autre par une relation affine obtenue par régression linéaire. Pour cela, on calcule un coefficient de corrélation linéaire, quotient de leur covariance par le produit de leurs écarts types.
Réacteur nucléaire à sels fondusLe réacteur nucléaire à sels fondus (RSF ; molten salt reactor, MSR) est un concept de réacteur nucléaire dans lequel le combustible nucléaire se présente sous forme liquide, dissous dans du sel fondu (à ) qui joue à la fois le rôle de caloporteur et de barrière de confinement. Le réacteur peut être modéré par du graphite (produisant des neutrons thermiques) ou sans modérateur (neutrons rapides). Le concept a été étudié en laboratoire pendant les années 1960, puis délaissé dans les années 1970 faute de financement et malgré des résultats probants.
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.
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.
Reactor pressure vesselA reactor pressure vessel (RPV) in a nuclear power plant is the pressure vessel containing the nuclear reactor coolant, core shroud, and the reactor core. Russian Soviet era RBMK reactors have each fuel assembly enclosed in an individual 8 cm diameter pipe rather than having a pressure vessel. Whilst most power reactors do have a pressure vessel, they are generally classified by the type of coolant rather than by the configuration of the vessel used to contain the coolant.
