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, .
Petit réacteur modulaireUn petit réacteur modulaire (PRM) (en anglais : small modular reactor, abrégé en SMR) est un réacteur nucléaire à fission, de taille et puissance plus faibles que celles des réacteurs conventionnels, fabriqué en usine et transporté sur le site d'implantation pour y être installé. Les réacteurs modulaires permettent de réduire les travaux sur site, d'accroître l'efficacité du confinement et la sûreté des matériaux nucléaires. Les PRM (d'une puissance de ) sont proposés comme une alternative à moindre coût, ou comme complément, aux réacteurs nucléaires conventionnels.
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).
Behavior of nuclear fuel during a reactor accidentThis page describes how uranium dioxide nuclear fuel behaves during both normal nuclear reactor operation and under reactor accident conditions, such as overheating. Work in this area is often very expensive to conduct, and so has often been performed on a collaborative basis between groups of countries, usually under the aegis of the Organisation for Economic Co-operation and Development's Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI). Both the fuel and cladding can swell.
Generation III reactorGeneration III reactors, or Gen III reactors, are a class of nuclear reactors designed to succeed Generation II reactors, incorporating evolutionary improvements in design. These include improved fuel technology, higher thermal efficiency, significantly enhanced safety systems (including passive nuclear safety), and standardized designs intended to reduce maintenance and capital costs. They are promoted by the Generation IV International Forum (GIF).
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.
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.
Liquide de refroidissementUn liquide de refroidissement est un fluide caloporteur utilisé, dans un circuit généralement fermé, dans le but d'évacuer la chaleur d'un système qui en produit plus qu'il ne peut en évacuer naturellement (par exemple, une réaction exothermique forte). Souvent, il s'agit d'eau mélangée à un additif, comme l'éthylène glycol ou le propylène glycol, permettant d'augmenter sa température d'ébullition et/ou d'augmenter sa résistance au gel. Ces additifs, souvent indispensables, nuisent parfois aux capacités calorifiques du fluide.
Traitement du combustible nucléaire uséLe traitement du combustible nucléaire usé (anciennement retraitement des combustibles usés) regroupe plusieurs procédés mécaniques et chimiques de traitement du combustible nucléaire après utilisation en réacteur, visant à séparer des éléments potentiellement réutilisables tels que l'uranium et le plutonium, mais également les « actinides mineurs », des produits de fission contenus dans le combustible nucléaire irradié. Le traitement du combustible usé est l'une des étapes du cycle du combustible nucléaire.
Asian optionAn Asian option (or average value option) is a special type of option contract. For Asian options, the payoff is determined by the average underlying price over some pre-set period of time. This is different from the case of the usual European option and American option, where the payoff of the option contract depends on the price of the underlying instrument at exercise; Asian options are thus one of the basic forms of exotic options.
