Accélérateur de particulesUn accélérateur de particules est un instrument qui utilise des champs électriques ou magnétiques pour amener des particules chargées électriquement à des vitesses élevées. En d'autres termes, il communique de l'énergie aux particules. On en distingue deux grandes catégories : les accélérateurs linéaires et les accélérateurs circulaires. En 2004, il y avait plus de dans le monde. Une centaine seulement sont de très grosses installations, nationales ou supranationales.
Transfert thermiquevignette|alt=Autour d'un feu, des mains reçoivent sa chaleur par rayonnement (sur le côté), par convection (au-dessus de ses flammes) et par conduction (à travers un ustensile en métal).|Les modes de transfert thermique ( en anglais pour « rayonnement »). Un transfert thermique, appelé plus communément chaleur, est l'un des modes d'échange d'énergie interne entre deux systèmes, l'autre étant le travail : c'est un transfert d'énergie thermique qui s'effectue hors de l'équilibre thermodynamique.
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.
Échangeur de chaleurUn échangeur de chaleur est un dispositif permettant de transférer de l'énergie thermique d'un fluide vers un autre sans les mélanger. Le flux thermique y traverse la surface d'échange qui sépare les fluides. L'intérêt du dispositif réside dans la séparation des deux circuits et dans l'absence d'autres échanges que la chaleur, qui maintient les caractéristiques physico-chimiques (pression, concentration en éléments chimiques...) de chaque fluide inchangées hormis leur température ou leur état.
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.
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.
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.
Accélérateur linéairethumb|upright=1.8|Diagramme animé montrant le fonctionnement d'un accélérateur linéaire thumb|Partie d'un accélérateur linéaire situé à Clayton, Victoria, Australie. Un accélérateur linéaire est un dispositif permettant d'accélérer des particules chargées afin de leur fournir une énergie cinétique importante dans le but de produire des réactions avec la matière. Les particules accélérées peuvent être des électrons, des protons, ou bien des ions lourds.
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 ».
Actinides in the environmentEnvironmental radioactivity is not limited to actinides; non-actinides such as radon and radium are of note. While all actinides are radioactive, there are a lot of actinides or actinide-relating minerals in the Earth's crust such as uranium and thorium. These minerals are helpful in many ways, such as carbon-dating, most detectors, X-rays, and more. Generally, ingested insoluble actinide compounds, such as high-fired uranium dioxide and mixed oxide (MOX) fuel, will pass through the digestive system with little effect since they cannot dissolve and be absorbed by the body.
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 %.
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.
Electrostatic particle acceleratorAn electrostatic particle accelerator is a particle accelerator in which charged particles are accelerated to a high energy by a static high voltage potential. This contrasts with the other major category of particle accelerator, oscillating field particle accelerators, in which the particles are accelerated by oscillating electric fields. Owing to their simpler design, electrostatic types were the first particle accelerators.
Cycle du combustible nucléaire au thoriumLe cycle du combustible au thorium décrit l'utilisation du thorium 232, un élément abondant dans la nature, comme matériau fertile permettant d'alimenter un réacteur nucléaire. Le cycle du thorium présente de nombreux avantages théoriques par rapport à un cycle à l'uranium : le thorium est trois à quatre fois plus abondant que l'uranium, notamment dans les pays qui sont susceptibles de construire des réacteurs dans le futur, comme l'Inde, le Brésil et la Turquie.
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.
ConvectionLa convection est l'ensemble des mouvements internes (verticaux ou horizontaux) qui animent un fluide et qui impliquent alors le transport des propriétés des particules de ce fluide au cours de son déplacement. Elle peut être due à des différences de température, une agitation mécanique, un pompage etc. Ce transfert implique l'échange de chaleur entre une surface et un fluide mobile à son contact, ou le déplacement de chaleur au sein d'un fluide par le mouvement d'ensemble de ses molécules d'un point à un autre.
Spent nuclear fuelSpent nuclear fuel, occasionally called used nuclear fuel, is nuclear fuel that has been irradiated in a nuclear reactor (usually at a nuclear power plant). It is no longer useful in sustaining a nuclear reaction in an ordinary thermal reactor and, depending on its point along the nuclear fuel cycle, it will have different isotopic constituents than when it started. Nuclear fuel rods become progressively more radioactive (and less thermally useful) due to neutron activation as they are fissioned, or "burnt" in the reactor.
Produit de fissionLes produits de fission sont des corps chimiques résultant de la fission d'un noyau atomique fissile : chaque noyau de matière fissile subissant une fission nucléaire se casse en deux (exceptionnellement trois) morceaux, qui se stabilisent sous forme de nouveaux atomes. Les produits de fission se forment suivant une distribution statistique (qui dépend faiblement du noyau fissile) et on y trouve des isotopes d'une bonne partie des éléments chimiques existants.
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.
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.
