Réacteur à lit de bouletsUn réacteur (modulaire) à lit de boulets (de l'anglais pebble bed (modular) reactor abrégé PBR ou PBMR) est une technologie de réacteur nucléaire à très haute température. Elle comprend aussi les réacteurs nucléaires haute température, avec par exemple le thorium high-temperature nuclear reactor (THTR-300) construit en 1983 à Hamm-Uentrop (Allemagne) et définitivement arrêté en 1989. Pour modérer la réaction en chaîne, il utilise du graphite pyrolitique à la place de l'eau.
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).
Enriched uraniumEnriched uranium is a type of uranium in which the percent composition of uranium-235 (written 235U) has been increased through the process of isotope separation. Naturally occurring uranium is composed of three major isotopes: uranium-238 (238U with 99.2739–99.2752% natural abundance), uranium-235 (235U, 0.7198–0.7202%), and uranium-234 (234U, 0.0050–0.0059%). 235U is the only nuclide existing in nature (in any appreciable amount) that is fissile with thermal neutrons.
Thorium-based nuclear powerThorium-based nuclear power generation is fueled primarily by the nuclear fission of the isotope uranium-233 produced from the fertile element thorium. A thorium fuel cycle can offer several potential advantages over a uranium fuel cycle—including the much greater abundance of thorium found on Earth, superior physical and nuclear fuel properties, and reduced nuclear waste production. One advantage of thorium fuel is its low weaponization potential; it is difficult to weaponize the uranium-233/232 and plutonium-238 isotopes that are largely consumed in thorium reactors.
Uranium de retraitementL’uranium de retraitement (URT, en anglais, Recovered Uranium ou Reprocessed Uranium- RU) est généralement produit par le traitement des combustibles d’oxyde d'’uranium (UOX) irradiés, produits dans les cycles d'un réacteur à eau légère. Le combustible nucléaire usagé de ces filières contient principalement de l'uranium (de l'ordre de 95 % de la masse), dont la proportion d'uranium 235 (U) est supérieure à la teneur naturelle, de l'ordre de 1 %.
Combustible nucléairevignette|Modèle de l'atome. Le combustible nucléaire est le produit qui, contenant des isotopes fissiles (uranium, plutonium...), fournit l'énergie dans le cœur d'un réacteur nucléaire en entretenant la réaction en chaîne de fission nucléaire. Les termes « combustible » et « combustion » sont utilisés par analogie à la chaleur dégagée par une matière en feu, mais sont inappropriés pour caractériser tant le produit que son action.
Analyse par activation neutroniqueL’activation neutronique est une méthode analytique, sensible et précise, permettant l’identification ainsi que la quantification des éléments présents dans un échantillon. En effet, cette technique permet une analyse des rayons gamma caractéristiques qui ont été émis pendant la désintégration après que ces derniers s’irradient dans un réacteur nucléaire. Ces signatures énergétiques vont pouvoir permettre l’identification des composés présents ciblés alors que leur taux de comptage sera proportionnel à leur concentration dans l’échantillon.
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.
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.
Uranium 238L'uranium 238, noté U, est l'isotope de l'uranium dont le nombre de masse est égal à 238 : son noyau atomique compte et avec un spin 0+ pour une masse atomique de . Il est caractérisé par un excès de masse de et une énergie de liaison nucléaire par nucléon de . Son abondance naturelle est de 99,2742 %, le reste de l'uranium naturel (0,7258 %) étant constitué d'uranium 235 (0,7202 %) et d'uranium 234 (0,0055 %). L'uranium 238 est faiblement radioactif, avec une période de d'années ().
Uranium 235L’uranium 235, noté U, est l'isotope de l'uranium dont le nombre de masse est égal à 235 : son noyau atomique compte et avec un spin 7/2- pour une masse atomique de . Il est caractérisé par un excès de masse de , et une énergie de liaison nucléaire par nucléon de . Son abondance naturelle est de 0,7204 %, l'uranium naturel étant constitué à 99,2742 % d'uranium 238 et d'une infime partie (0,0055 %) d'uranium 234. Un gramme d'uranium 235 présente une radioactivité de . Un kilogramme d'isotope U pur est le siège de par seconde.
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 ».
Extraction de l'uraniumL’extraction de l'uranium est un processus minier allant de la prospection initiale au produit final, le « yellowcake ». C'est la première étape du cycle du combustible nucléaire, visant essentiellement à fournir le combustible des réacteurs nucléaires via les opérations successives suivantes : la prospection de nouveaux gisements ; la préparation d'un site pour l'exploitation d'un gisement (autorisations, conception et installation des équipements, construction éventuelle des ouvrages d'accès) ; l'extraction du minerai, seul ou en coextraction avec de l'or, du cuivre, du phosphate.
Uranium 236L'uranium 236, noté U, est l'isotope de l'uranium dont le nombre de masse est égal à 236 : son noyau atomique compte et avec un spin 0+ pour une masse atomique de . Il est caractérisé par un excès de masse de et une énergie de liaison nucléaire par nucléon de . Émetteur α de la chaîne de désintégration du thorium , sa demi-vie est de d'années, la plus élevée après le (qui n'est pas produit par le cycle de l'uranium) parmi les transuraniens autres que l', l' et le existants à l'état naturel. redresse=1.
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.
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.
UraniumL’uranium est l'élément chimique de numéro atomique 92, de symbole U. Il fait partie de la famille des actinides. L'uranium est le naturel le plus abondant dans la croûte terrestre, son abondance est supérieure à celle de l'argent, comparable à celle du molybdène ou de l'arsenic, mais quatre fois inférieure à celle du thorium. Il se trouve partout à l'état de traces, y compris dans l'eau de mer. C'est un métal lourd radioactif (émetteur alpha) de période très longue ( d'années pour l' et pour l').
Uranium marketThe uranium market, like all commodity markets, has a history of volatility, moving with the standard forces of supply and demand as well as geopolitical pressures. It has also evolved particularities of its own in response to the unique nature and use of uranium. Historically, uranium has been mined in countries willing to export, including Australia and Canada. However, countries now responsible for more than 50% of the world’s uranium production include Kazakhstan, Namibia, Niger, and Uzbekistan.
Coefficient modérateurLe coefficient modérateur ou le coefficient thermique modérateur, ou encore coefficient de vide, est une grandeur utilisée en physique des réacteurs nucléaires. Elle caractérise l'évolution de la réactivité du réacteur en cas de diminution de la densité du fluide caloporteur. Un exemple serait le cas d'une excursion de puissance ou une fuite importante conduisant à la formation de bulles de vapeur dans l'eau utilisée comme liquide de refroidissement.
