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.
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.
Nuclear reactor coreA nuclear reactor core is the portion of a nuclear reactor containing the nuclear fuel components where the nuclear reactions take place and the heat is generated. Typically, the fuel will be low-enriched uranium contained in thousands of individual fuel pins. The core also contains structural components, the means to both moderate the neutrons and control the reaction, and the means to transfer the heat from the fuel to where it is required, outside the core.
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.
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, .
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.
Activation neutroniqueL’activation neutronique est le processus par lequel un flux neutronique induit de la radioactivité dans les matériaux qu'il traverse (phénomène de radioactivation). Tout matériau traversé par un flux de neutrons subit progressivement une transmutation par capture neutronique qui rend une partie de ses noyaux radioactifs, et la durée de vie de cette radioactivité impose généralement de le gérer par la suite comme déchet radioactif (le plus souvent comme déchet de faible activité).
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.
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 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.
Température neutroniquevignette|400px|Graphique des fonctions de densité de probabilité de vitesse de la vitesse de quelques gaz nobles à une température de (). Des distributions de vitesse similaires sont obtenues pour des neutrons modérés. La température neutronique, aussi appelée par métonymie « énergie des neutrons », est l'énergie cinétique moyenne d'un neutron libre dans sa population, énergie qui est habituellement donnée en électron-volts (abréviation eV et ses multiples, keV, MeV), la température étant en kelvins (K) ou en degrés Celsius (°C).
Génie mécaniqueLe génie mécanique (ou l'ingénierie mécanique) désigne l'ensemble des connaissances liées à la , au sens physique (sciences des mouvements) et au sens technique (étude des mécanismes). Ce champ de connaissances va de la conception d'un produit mécanique au recyclage de ce dernier en passant par la fabrication, la maintenance, etc. Données dans l'ordre du cycle de vie d'un produit mécanique. Conception de produit : analyse fonctionnelle, dessin industriel, conception assistée par ordinateur.
Reactor-grade plutoniumReactor-grade plutonium (RGPu) is the isotopic grade of plutonium that is found in spent nuclear fuel after the uranium-235 primary fuel that a nuclear power reactor uses has burnt up. The uranium-238 from which most of the plutonium isotopes derive by neutron capture is found along with the U-235 in the low enriched uranium fuel of civilian reactors.
Réacteur graphite X-10Le Réacteur graphite X-10 est un réacteur nucléaire déclassé du Laboratoire national d'Oak Ridge situé à Oak Ridge dans le Tennessee. D'abord connu sous les noms Clinton pile et X-10 pile, il est le deuxième réacteur nucléaire artificiel au monde et le premier conçu et construit pour fonctionner en continu. Il est construit pendant la Seconde Guerre mondiale dans le cadre du Projet Manhattan et de l'Accord de Québec.
Capture neutroniqueEn physique nucléaire, la capture neutronique est le processus par lequel un noyau capture un neutron sans se désintégrer (et émet un rayonnement gamma pour évacuer l'énergie en excès). Ils fusionnent pour former un noyau plus lourd. Comme les neutrons n'ont pas de charge électrique, ils peuvent entrer dans un noyau plus facilement que les particules chargées positivement, qui sont repoussées électrostatiquement. La capture de neutrons joue un rôle important dans la nucléosynthèse cosmique des éléments lourds.
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.
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.
Fusion du cœur d'un réacteur nucléairethumb|Cœur d'un réacteur nucléaire de recherche TRIGA. La fusion du cœur d'un réacteur nucléaire survient lorsque les crayons de combustible nucléaire d'un réacteur nucléaire, qui contiennent l'uranium ou le plutonium ainsi que des produits de fission hautement radioactifs, commencent à surchauffer puis à fondre. Elle se produit en particulier lorsqu'un réacteur cesse d'être correctement refroidi.
Neutron scatteringNeutron scattering, the irregular dispersal of free neutrons by matter, can refer to either the naturally occurring physical process itself or to the man-made experimental techniques that use the natural process for investigating materials. The natural/physical phenomenon is of elemental importance in nuclear engineering and the nuclear sciences. Regarding the experimental technique, understanding and manipulating neutron scattering is fundamental to the applications used in crystallography, physics, physical chemistry, biophysics, and materials research.
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).
