Natural nuclear fission reactorA natural nuclear fission reactor is a uranium deposit where self-sustaining nuclear chain reactions occur. The conditions under which a natural nuclear reactor could exist had been predicted in 1956 by Paul Kuroda. The remnants of an extinct or fossil nuclear fission reactor, where self-sustaining nuclear reactions have occurred in the past, can be verified by analysis of isotope ratios of uranium and of the fission products (and the stable daughter nuclides of those fission products).
Neutron cross sectionIn nuclear physics, the concept of a neutron cross section is used to express the likelihood of interaction between an incident neutron and a target nucleus. The neutron cross section σ can be defined as the area in cm2 for which the number of neutron-nuclei reactions taking place is equal to the product of the number of incident neutrons that would pass through the area and the number of target nuclei. In conjunction with the neutron flux, it enables the calculation of the reaction rate, for example to derive the thermal power of a nuclear power plant.
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.
Flux neutroniqueUn flux neutronique désigne une densité volumique de neutrons ayant la même vitesse, multipliée par cette vitesse : Φ = n • v . Il caractérise l'interactivité de la population des neutrons en déplacement avec les atomes du milieu. Une population de densité n / 2 se déplaçant à la vitesse v aura la même interactivité avec les atomes du milieu qu'une population de densité n allant à la vitesse v / 2. Il se mesure en . L'unité pratique est le neutron par centimètre carré et par seconde, .
NeutronLe neutron est une particule subatomique de charge électrique nulle. Les neutrons sont présents dans le noyau des atomes, liés avec des protons par l'interaction forte. Alors que le nombre de protons d'un noyau détermine son élément chimique, le nombre de neutrons détermine son isotope. Les neutrons liés dans un noyau atomique sont en général stables mais les neutrons libres sont instables : ils se désintègrent en un peu moins de 15 minutes (880,3 secondes). Les neutrons libres sont produits dans les opérations de fission et de fusion nucléaires.
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.
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.
Cycle combinéUn cycle combiné (CC), expression déclinée en CCPP (de l'anglais combined cycle power plant) ou CCGT (de l'anglais combined cycle gas turbine), est un mode combiné de production d'énergie ou, par métonymie, une centrale électrique utilisant plus d'un cycle thermodynamique. Une turbine à combustion transforme une partie de l’énergie fournie par le combustible en énergie mécanique pouvant ensuite être convertie en électricité au moyen d'un générateur électrique.
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.
High-level radioactive waste managementHigh-level radioactive waste management concerns how radioactive materials created during production of nuclear power and nuclear weapons are dealt with. Radioactive waste contains a mixture of short-lived and long-lived nuclides, as well as non-radioactive nuclides. There was reportedly some of high-level nuclear waste stored in the United States in 2002. The most troublesome transuranic elements in spent fuel are neptunium-237 (half-life two million years) and plutonium-239 (half-life 24,000 years).
Fluoride volatilityFluoride volatility is the tendency of highly fluorinated molecules to vaporize at comparatively low temperatures. Heptafluorides, hexafluorides and pentafluorides have much lower boiling points than the lower-valence fluorides. Most difluorides and trifluorides have high boiling points, while most tetrafluorides and monofluorides fall in between. The term "fluoride volatility" is jargon used particularly in the context of separation of radionuclides. Valences for the majority of elements are based on the highest known fluoride.
Barre de contrôle (nucléaire)thumb|Barres de contrôle (2006) Une barre de contrôle ou barre de commande est une « pièce mobile » de matériau neutrophage servant à diminuer le facteur de multiplication des neutrons par capture stérile de neutrons ; ces absorbants neutroniques permettent ainsi de contrôler des réactions en chaîne dans l'industrie nucléaire.
