Critical heat fluxIn the study of heat transfer, critical heat flux (CHF) is the heat flux at which boiling ceases to be an effective form of transferring heat from a solid surface to a liquid. Boiling systems are those in which liquid coolant absorbs energy from a heated solid surface and undergoes a change in phase. In flow boiling systems, the saturated fluid progresses through a series of flow regimes as vapor quality is increased. In systems that utilize boiling, the heat transfer rate is significantly higher than if the fluid were a single phase (i.
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.
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.
Réacteur à eau pressuriséeLe réacteur à eau pressurisée (acronyme REP), également appelé réacteur à eau sous pression ou PWR pour pressurized water reactor en anglais, est la filière de réacteurs nucléaires la plus répandue dans le monde : en , les deux tiers des 444 réacteurs nucléaires de puissance en fonctionnement dans le monde sont de technologie REP, ainsi que les navires et sous-marins nucléaires. Ce réacteur se compose de trois circuits, qui lui permettent d'utiliser l'énergie fournie par la fission des atomes d'uranium contenus dans son « cœur nucléaire ».
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.
Coefficient de transfert thermiqueLe coefficient de transfert thermique ou coefficient de transmission thermique est un coefficient quantifiant le flux d'énergie traversant un milieu, par unité de surface, de volume ou de longueur. L'inverse du coefficient de transfert thermique est la résistance thermique. C'est un terme important dans l'équation d'un transfert thermique et permet d'indiquer la facilité avec laquelle l'énergie thermique passe un obstacle ou un milieu. Dans le cas d'un transfert surfacique, il est appelé coefficient de transfert thermique surfacique ou résistance thermique d'interface.
Convection thermiqueLa convection (thermique) désigne le transfert d'énergie thermique au sein d'un fluide en mouvement ou entre un fluide en mouvement et une paroi solide. Ce transfert d'énergie est réalisé par deux modes de transfert élémentaire combinés que sont l'advection et la diffusion. La convection constitue, avec la conduction et le rayonnement, l'un des trois modes d'échange de chaleur entre deux systèmes, et diffère de ces derniers par la méthode de transfert.
Loss-of-coolant accidentA loss-of-coolant accident (LOCA) is a mode of failure for a nuclear reactor; if not managed effectively, the results of a LOCA could result in reactor core damage. Each nuclear plant's emergency core cooling system (ECCS) exists specifically to deal with a LOCA. Nuclear reactors generate heat internally; to remove this heat and convert it into useful electrical power, a coolant system is used. If this coolant flow is reduced, or lost altogether, the nuclear reactor's emergency shutdown system is designed to stop the fission chain reaction.
Liquide de refroidissementUn liquide de refroidissement est un fluide caloporteur utilisé, dans un circuit généralement fermé, dans le but d'évacuer la chaleur d'un système qui en produit plus qu'il ne peut en évacuer naturellement (par exemple, une réaction exothermique forte). Souvent, il s'agit d'eau mélangée à un additif, comme l'éthylène glycol ou le propylène glycol, permettant d'augmenter sa température d'ébullition et/ou d'augmenter sa résistance au gel. Ces additifs, souvent indispensables, nuisent parfois aux capacités calorifiques du fluide.
Advanced heavy-water reactorThe advanced heavy-water reactor (AHWR) or AHWR-300 is the latest Indian design for a next-generation nuclear reactor that burns thorium in its fuel core. It is slated to form the third stage in India's three-stage fuel-cycle plan. This phase of the fuel cycle plan was supposed to be built starting with a 300MWe prototype in 2016. KAMINI is the world's first thorium-based experimental reactor. It is cooled and moderated by light water, fueled with uranium-233 metal produced by the thorium fuel cycle harnessed by the neighbouring FBTR reactor and produces 30 KW of thermal energy at full power.
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.
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.
