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.
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.
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.
Generation III reactorGeneration III reactors, or Gen III reactors, are a class of nuclear reactors designed to succeed Generation II reactors, incorporating evolutionary improvements in design. These include improved fuel technology, higher thermal efficiency, significantly enhanced safety systems (including passive nuclear safety), and standardized designs intended to reduce maintenance and capital costs. They are promoted by the Generation IV International Forum (GIF).
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.
Réacteur nucléaire de rechercheUn réacteur nucléaire de recherche sert principalement de source de neutrons pour la recherche et développement de la filière électronucléaire par l'étude du comportement des matériaux et des combustibles nucléaires face à des sollicitations neutroniques, thermohydrauliques ou chimiques représentatives du fonctionnement en vraie grandeur d'un réacteur industriel. Un réacteur de recherche peut servir aussi à la formation des personnels de l'industrie électronucléaire, à la médecine nucléaire pour la production de radioisotopes médicaux, ou à l'industrie nucléaire militaire.
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.
Petit réacteur modulaireUn petit réacteur modulaire (PRM) (en anglais : small modular reactor, abrégé en SMR) est un réacteur nucléaire à fission, de taille et puissance plus faibles que celles des réacteurs conventionnels, fabriqué en usine et transporté sur le site d'implantation pour y être installé. Les réacteurs modulaires permettent de réduire les travaux sur site, d'accroître l'efficacité du confinement et la sûreté des matériaux nucléaires. Les PRM (d'une puissance de ) sont proposés comme une alternative à moindre coût, ou comme complément, aux réacteurs nucléaires conventionnels.
Réacteur à eau bouillanteUn réacteur à eau bouillante ou REB (en anglais BWR pour boiling water reactor) est un type de réacteur nucléaire de puissance actuellement utilisé dans certaines centrales nucléaires électrogènes américaines, japonaises, allemandes, suédoises, finlandaises, russes, et suisses notamment. Il s'agit d'un réacteur à neutrons thermiques dans lequel le modérateur est l'eau ordinaire. Dans le jargon de l'industrie nucléaire, on parle de « filière des réacteurs à eau bouillante » pour désigner la chaîne d'activités industrielles liées à l'exploitation de ces réacteurs.
Réacteur nucléaire à très haute températureLe réacteur nucléaire à très haute température, VHTR (Very High Temperature Reactor) ou réacteur nucléaire à haute température, HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) fait partie des six types de réacteurs sur lesquels le Forum international Génération IV porte ses efforts de recherche. Il a été choisi pour son rendement proche de 50 % et sa capacité à produire du dihydrogène sans émission de dioxyde de carbone (voir Cycle soufre-iode).
Criticité prompteEn ingénierie nucléaire, la criticité prompte est atteinte par un système lorsque la réaction en chaîne d'une fission nucléaire est provoquée uniquement par des neutrons prompts, c'est-à-dire les neutrons libérés par un atome précédemment fissionné et qui provoque lui-même une fission supplémentaire, et ce de manière exponentielle. La criticité prompte (ou prompt-criticité) est un cas particulier de supercriticité. Un système est critique si chaque fission provoque, en moyenne, exactement une fission supplémentaire.
Nuclear reactor safety systemThe three primary objectives of nuclear reactor safety systems as defined by the U.S. Nuclear Regulatory Commission are to shut down the reactor, maintain it in a shutdown condition and prevent the release of radioactive material. A reactor protection system is designed to immediately terminate the nuclear reaction. By breaking the nuclear chain reaction, the source of heat is eliminated. Other systems can then be used to remove decay heat from the core. All nuclear plants have some form of reactor protection system.
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 nucléaire piloté par accélérateurL'Accelerator Driven System ou ADS ou réacteur hybride est un réacteur nucléaire piloté par un accélérateur de particules. Il est parfois aussi appelé Rubbiatron . Dans un réacteur ADS, aussi appelé réacteur hybride car couplant un accélérateur de particules et un réacteur nucléaire sous-critique, une partie des neutrons sont produits par spallation d'un noyau lourd (le plomb, l'eutectique Plomb-Bismuth ou le tungstène par exemple) par un faisceau de protons issus d'un accélérateur de particules.
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 ».
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.
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).
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.
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.
