Cycle du combustible nucléairethumb|Schéma simplifié d'un cycle du combustible nucléaire : (1) extraction-enrichissement-fabrication (2) retraitement après usage (3) stockage ou (4) recyclage. Le cycle du combustible nucléaire (ou chaîne du combustible nucléaire) est l'ensemble des opérations de fourniture de combustible aux réacteurs nucléaires, puis de gestion du combustible irradié, depuis l'extraction du minerai jusqu'à la gestion des déchets radioactifs.
Réacteur CANDULe réacteur CANDU, conçu au Canada dans les années 1950 et 1960, est un réacteur nucléaire à l'uranium naturel (non enrichi) à eau lourde pressurisée (PHWR) développé par Énergie atomique du Canada Limitée. L'acronyme « CANDU » signifie CANada Deuterium Uranium en référence à l'utilisation de l'oxyde de deutérium (eau lourde) et du combustible à l'uranium naturel. Les réacteurs CANDU utilisent l'uranium naturel comme combustible. L'uranium naturel est formé de plusieurs isotopes de l'uranium dont les plus abondants sont l'uranium 238 (238U) et l'uranium 235 (235U).
Swimming pool reactorA swimming pool reactor, also called an open pool reactor, is a type of nuclear reactor that has a core (consisting of the fuel elements and the control rods) immersed in an open pool usually of water. The water acts as neutron moderator, cooling agent and radiation shield. The layer of water directly above the reactor core shields the radiation so completely that operators may work above the reactor safely. This design has two major advantages: the reactor is easily accessible and the whole primary cooling system, i.
Poison à neutronsUn poison neutronique (également appelé « absorbeur de neutrons » ou « poison nucléaire ») est une substance ayant une grande section d'absorption de neutrons, et qui a de ce fait un impact significatif dans le bilan neutronique d'un réacteur nucléaire. Dans les réacteurs nucléaires, l'absorption des neutrons a notamment un effet d'empoisonnement du réacteur. Cet empoisonnement est principalement dû à la capture de neutrons par des produits de fission de demi-vie courte dont le principal est le xénon 135 ou par des produits de fission de demi-vie plus longue ou stable comme le samarium 149 et le gadolinium 157.
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.
Droitvignette|La Loi par Jean-Jacques Feuchère. Marbre, 1852. Place du Palais-Bourbon, VIIe arrondissement de Paris. Le droit est défini comme , ou de façon plus complète . Ces règles, appelées règles de droit sont impersonnelles, abstraites, obligatoires et indiquent ce qui « doit être fait ». Ces règles juridiques peuvent trouver leur source dans une source normative « supérieure », extérieure, transcendante, comme le droit naturel, ou découler de normes intrinsèques, issues de la morale et de la raison.
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).
Générateur de neutronsvignette|Un physicien nucléaire de l'INL se prépare à réaliser une expérience à l'aide d'un générateur de neutrons. Un générateur de neutrons est une machine source de neutrons, permettant de produire un faisceau de neutrons monoénergétiques. Il se distingue des sources isotopiques de neutrons par sa capacité à produire des neutrons « à la demande » dans diverses configurations : faisceaux pulsés, énergies différentes Les générateurs de neutrons sont principalement utilisés comme amorces dans les armes nucléaires et servent également à analyser la matière par les différents rayonnements induits par les neutrons lorsqu'ils rencontrent des atomes (prospection minière, détection d'explosifs.
Processus rLe processus r est un ensemble de processus astrophysiques conduisant à la nucléosynthèse stellaire d'environ la moitié des éléments chimiques de numéro atomique supérieur à celui du fer, l'autre moitié étant produite par le et le . La lettre r signifie qu'il s'agit d'une capture neutronique rapide, sous un flux neutronique très élevé, qui permet de produire, généralement à partir des éléments du pic du fer, des noyaux atomiques plus massifs en aggégeant des nucléons à partir des neutrons incidents avant que ces noyaux n'aient le temps de se désintégrer, le plus souvent par radioactivité β.
Source de neutronsUne source de neutrons est un équipement qui émet des neutrons. Il existe une grande variété de sources qui vont des sources radioactives portables aux réacteurs nucléaires ou aux sources de spallation. Suivant l'énergie et le flux des neutrons, la taille de la source, les coûts et la réglementation, ces équipements peuvent être trouvés dans des domaines aussi variés que la physique, l’ingénierie, la médecine, l'armement nucléaire, l'exploration pétrolière, la biologie, la chimie et l'industrie nucléaire.
Formule de Boltzmannthumb|Sur la tombe de Ludwig Boltzmann En physique statistique, la formule de Boltzmann (1877) définit l'entropie microcanonique d'un système physique à l'équilibre macroscopique, libre d'évoluer à l'échelle microscopique entre micro-états différents. Elle s'écrit : où est la constante de Boltzmann qui est égale à . est appelé le nombre de complexions du système ou nombre de configurations.
Loi de distribution des vitesses de MaxwellEn théorie cinétique des gaz, la loi de distribution de vitesses de Maxwell quantifie la répartition statistique des vitesses des particules dans un gaz homogène à l'équilibre thermodynamique. Les vecteurs vitesse des particules suivent une loi normale. Cette loi a été établie par James Clerk Maxwell en 1860 et confirmée ultérieurement par Ludwig Boltzmann à partir de bases physiques qui fondent la physique statistique en 1872 et 1877.
