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 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 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.
TénacitéLa ténacité est la capacité d'un matériau à résister à la propagation d'une fissure. On peut aussi définir la ténacité comme étant la quantité d'énergie qu'un matériau peut absorber avant de rompre, mais il s'agit d'une définition anglophone. En anglais, on fait la différence entre « toughness », l'énergie de déformation à rupture par unité de volume (, ce qui correspond aussi à des pascals) et « », la ténacité au sens de résistance à la propagation de fissure.
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 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.
Rupture (matériau)thumb|Courbe de traction idéale d'un matériau ductile thumb|Courbe de traction typique pour un matériau fragile En science des matériaux, la rupture ou fracture d'un matériau est la séparation, partielle (comme une crique ou une fissure ou une brisure) ou complète, en deux ou plusieurs pièces sous l'action d'une contrainte. Une rupture peut être souhaitée par le concepteur de la pièce comme dans le cas de la conception de dispositifs de sécurité ou au contraire celui-ci cherche à éviter cette rupture en mettant en adéquation la fonction de cette pièce avec les dimensionnements et choix des matériaux utilisés et des procédés de fabrication.
Mécanique de la ruptureLa catastrophe du Vol 587 American Airlines s'explique par la rupture de la dérive de l'appareil.|vignette La mécanique de la rupture tend à définir une propriété du matériau qui peut se traduire par sa résistance à la rupture fragile (fracture) ou ductile. Car si les structures sont calculées pour que les contraintes nominales ne dépassent pas, en règle générale, la limite d'élasticité du matériau et soient donc par voie de conséquence à l'abri de la ruine par rupture de type ductile ; elles ne sont pas systématiquement à l'abri d'une ruine causée par la présence d'une fissure préexistante à la mise en service ou créée en service par fatigue (comme lors de la catastrophe ferroviaire de Meudon) ou par corrosion sous contrainte.
Réservoir sous pressionSous pression redirige ici. Pour les films, voir Sous pression (film) et Underwater (film). thumb|Un réservoir sous pression. Un réservoir sous pression est un réservoir conçu pour contenir des gaz ou des liquides à une pression nettement différente de la pression ambiante. Ce type de réservoir peut être fabriqué, entre autres, en métal ou en matériau composite. Dans ce dernier cas, le réservoir est fabriqué par enroulement filamentaire. Exemples de réservoirs sous pression : bouteille de gaz ; cartouche de gaz.
Reactor pressure vesselA reactor pressure vessel (RPV) in a nuclear power plant is the pressure vessel containing the nuclear reactor coolant, core shroud, and the reactor core. Russian Soviet era RBMK reactors have each fuel assembly enclosed in an individual 8 cm diameter pipe rather than having a pressure vessel. Whilst most power reactors do have a pressure vessel, they are generally classified by the type of coolant rather than by the configuration of the vessel used to contain the coolant.
Fragilitéthumb|Comportements à la rupture en essai de traction: (a) fragile, (b) ductile et (c) complètement ductile. Un matériau solide est fragile s'il se fracture dès que sa limite d'élasticité est atteinte. La fragilité s'oppose à la ductilité. Il ne faut confondre fragile avec peu tenace qui signifie que le matériau résiste peu à la propagation de fissures. Dans l'usage courant et notamment en métallurgie, on parle de matériau fragile quand on a une faible déformation à la rupture, une faible ténacité et une faible énergie de rupture.
Réacteur expérimental à sels fondusvignette|400x400px|Schéma du MSRE : (1) Cuve du réacteur, (2) Échangeur de chaleur, (3) Pompe primaire, (4) Bride gelée, (5) Bouclier thermique, (6) Pompe secondaire, (7) Radiateur, (8) Réservoir de vidange du circuit secondaire, (9) Ventilateurs (10) Réservoirs de vidange du circuit primaire, (11) Réservoir de rinçage, (12) Enceinte, (13) Bouchon de sel. On notera également la salle contrôle en haut à gauche, ainsi que la cheminée en haut à droite.
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.
Essai de tractionthumb|Essai de traction terminé. Un essai de traction est une expérience de physique qui permet d'obtenir des informations sur le comportement élastique, le comportement plastique et le degré de résistance à la rupture d'un matériau, lorsqu'il est soumis à une sollicitation uniaxiale. Certains objets manufacturés doivent avoir un minimum de solidité pour pouvoir supporter les charges, le poids et bien d'autres efforts. L'essai de traction permet de caractériser les matériaux, indépendamment de la forme de l'objet sollicité, ou la performance d'un assemblage mécanique.
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.
Advanced heavy-water reactorThe advanced heavy-water reactor (AHWR) or AHWR-300 is the latest Indian design for a next-generation nuclear reactor that burns thorium in its fuel core. It is slated to form the third stage in India's three-stage fuel-cycle plan. This phase of the fuel cycle plan was supposed to be built starting with a 300MWe prototype in 2016. KAMINI is the world's first thorium-based experimental reactor. It is cooled and moderated by light water, fueled with uranium-233 metal produced by the thorium fuel cycle harnessed by the neighbouring FBTR reactor and produces 30 KW of thermal energy at full power.
Essai de flexion par choc sur éprouvette entaillée CharpyL'essai de flexion par choc sur éprouvette entaillée Charpy a pour but de mesurer la résistance d'un matériau à la rupture. Il est fréquemment appelé essai de résilience Charpy ou même essai Charpy. Il porte le nom de l'ingénieur français Georges Charpy (1865-1945) qui en fut un des principaux théoriciens et promoteurs. Il mit en particulier au point la machine qui permet de réaliser l'essai et qui est appelée Mouton Charpy.
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.
Eutectique plomb-bismuthL’eutectique plomb-bismuth est un alliage eutectique de plomb (44,5 %) et de bismuth (55,5 %) utilisé comme liquide de refroidissement dans certains réacteurs nucléaires, ainsi qu'un liquide de refroidissement proposé dans les réacteurs rapides refroidis au plomb, qui fait partie des réacteurs de IV génération. Son point de fusion est de (le plomb pur fond à ; le bismuth pur à ) et un point de condensation à . Les alliages plomb-bismuth ayant entre 30 et 75 % de bismuth ont tous un point de fusion inférieur à .
