Réacteur à neutrons rapidesUn réacteur à neutrons rapides (RNR, en anglais ) est un réacteur nucléaire qui utilise des neutrons rapides, par opposition aux neutrons thermiques. Sous la forme de réacteurs électrogènes basés sur la production de vapeur, le caloporteur utilisé est le sodium liquide, permettant aux neutrons de garder une énergie importante. Depuis 2001, la recherche sur les réacteurs à neutrons rapides est coordonnée dans le cadre du Forum international Génération IV.
Réacteur nucléaireUn réacteur nucléaire est un ensemble de dispositifs comprenant du combustible nucléaire, qui constitue le « cœur » du réacteur, dans lequel une réaction en chaîne peut être initiée et contrôlée par des agents humains ou par des systèmes automatiques, suivant des protocoles et au moyen de dispositifs propres à la fission nucléaire. La chaleur ainsi produite est ensuite évacuée et éventuellement convertie en énergie électrique.
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.
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.
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.
Integral fast reactorThe integral fast reactor (IFR, originally advanced liquid-metal reactor) is a design for a nuclear reactor using fast neutrons and no neutron moderator (a "fast" reactor). IFR would breed more fuel and is distinguished by a nuclear fuel cycle that uses reprocessing via electrorefining at the reactor site. The U.S. Department of Energy began designing an IFR in 1984 and built a prototype, the Experimental Breeder Reactor II. On April 3, 1986, two tests demonstrated the safety of the IFR concept.
Liquid metal cooled reactorA liquid metal cooled nuclear reactor, or LMR is a type of nuclear reactor where the primary coolant is a liquid metal. Liquid metal cooled reactors were first adapted for breeder reactor power generation. They have also been used to power nuclear submarines. Due to their high thermal conductivity, metal coolants remove heat effectively, enabling high power density. This makes them attractive in situations where size and weight are at a premium, like on ships and submarines.
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.
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.
Réacteur expérimental à sels fondusvignette|400x400px|Schéma du MSRE : (1) Cuve du réacteur, (2) Échangeur de chaleur, (3) Pompe primaire, (4) Bride gelée, (5) Bouclier thermique, (6) Pompe secondaire, (7) Radiateur, (8) Réservoir de vidange du circuit secondaire, (9) Ventilateurs (10) Réservoirs de vidange du circuit primaire, (11) Réservoir de rinçage, (12) Enceinte, (13) Bouchon de sel. On notera également la salle contrôle en haut à gauche, ainsi que la cheminée en haut à droite.
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.
Modérateur (nucléaire)Placé au cœur d'un réacteur nucléaire, le modérateur est la substance qui ralentit les neutrons sans les absorber, permettant ainsi une réaction nucléaire en chaîne efficace. L'élément retenu pour concevoir le modérateur d'un réacteur nucléaire est le plus souvent soit : de l'hydrogène : réacteur à eau légère ; du deutérium : réacteur à eau lourde ; ou du carbone : réacteur au graphite. Le principe de ralentissement des neutrons est théorisé par le concept de thermalisation des neutrons et est utilisé dans les réacteurs à neutrons thermiques.
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.
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.
Fission nucléaireredresse=1.67|vignette|Schéma animé (simplifié) d'une fission nucléaire. Un atome (énorme rond rouge) est percuté par un neutron (point bleu). Celui-ci se scinde en deux atomes. La réaction émet d'autres neutrons. La fission nucléaire est le phénomène par lequel un noyau atomique lourd (c'est-à-dire formé d'un grand nombre de nucléons – comme l'uranium, le plutonium) est scindé en deux ou en quelques nucléides plus légers.
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).
Réacteur modéré au graphiteLe réacteur modéré au graphite ou Graphite-moderated reactor est un réacteur nucléaire qui utilise le graphite comme modérateur, et habituellement de l'uranium naturel (non enrichi) comme combustible. Le premier réacteur nucléaire, la Chicago Pile-1, utilisait le graphite comme modérateur. Deux réacteurs modérés au graphite ont provoqué des catastrophes nucléaires : l'incendie de Windscale en 1957 en Angleterre et la catastrophe nucléaire de Tchernobyl en 1986 en RSS d'Ukraine, URSS (actuelle Ukraine).
Sélection artificielleSelective breeding (also called artificial selection) is the process by which humans use animal breeding and plant breeding to selectively develop particular phenotypic traits (characteristics) by choosing which typically animal or plant males and females will sexually reproduce and have offspring together. Domesticated animals are known as breeds, normally bred by a professional breeder, while domesticated plants are known as varieties, cultigens, cultivars, or breeds.
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.
