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).
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.
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.
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 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 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 ».
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.
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).
Réacteur modéré au graphiteLe réacteur modéré au graphite ou Graphite-moderated reactor est un réacteur nucléaire qui utilise le graphite comme modérateur, et habituellement de l'uranium naturel (non enrichi) comme combustible. Le premier réacteur nucléaire, la Chicago Pile-1, utilisait le graphite comme modérateur. Deux réacteurs modérés au graphite ont provoqué des catastrophes nucléaires : l'incendie de Windscale en 1957 en Angleterre et la catastrophe nucléaire de Tchernobyl en 1986 en RSS d'Ukraine, URSS (actuelle Ukraine).
