Réacteur Bvignette|Le réacteur B en 1944. Le réacteur B, situé dans le complexe nucléaire de Hanford près de Richland dans l'État de Washington, est le premier réacteur nucléaire de grande taille destiné à la production de plutonium au monde. Catégorie:Histoire de la physique Catégorie:Historic Civil Engineering Landmark dans l'État de Washington Catégorie:Programme nucléaire des États-Unis Catégorie:Réacteur nucléaire américain Catégorie:Projet Manhattan Catégorie:Richland (Washington) Catégorie:National Historic La
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.
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.
Integral fast reactorThe integral fast reactor (IFR, originally advanced liquid-metal reactor) is a design for a nuclear reactor using fast neutrons and no neutron moderator (a "fast" reactor). IFR would breed more fuel and is distinguished by a nuclear fuel cycle that uses reprocessing via electrorefining at the reactor site. The U.S. Department of Energy began designing an IFR in 1984 and built a prototype, the Experimental Breeder Reactor II. On April 3, 1986, two tests demonstrated the safety of the IFR concept.
Produit d'activationLes produits d'activation sont les éléments radioactifs créés par le processus d'activation. En particulier, les matériaux constitutifs des installations nucléaires subissent des irradiations neutroniques prolongées, qui génèrent des produits d'activation par capture neutronique. Un matériau est activé non seulement à travers son élément principal, mais également par les noyaux qu'il contient à l'état de traces.
Gas-cooled fast reactorThe gas-cooled fast reactor (GFR) system is a nuclear reactor design which is currently in development. Classed as a Generation IV reactor, it features a fast-neutron spectrum and closed fuel cycle for efficient conversion of fertile uranium and management of actinides. The reference reactor design is a helium-cooled system operating with an outlet temperature of 850 °C using a direct Brayton closed-cycle gas turbine for high thermal efficiency.
Production d'hydrogèneLa production d'hydrogène, ou plus exactement de dihydrogène, est en grande majorité réalisée par extraction chimique depuis des combustibles fossiles, principalement du méthane, du charbon et de coupes pétrolières. La production de dihydrogène par cette voie présente l'avantage d'un coût compétitif, mais l'inconvénient d'être à l'origine d'émissions de non biogénique, qui dépassent généralement dix kilogrammes de par kilogramme d'hydrogène produit.
Stockage de l'hydrogèneLe concept de stockage de l'hydrogène désigne toutes les formes de mise en réserve du dihydrogène en vue de sa mise à disposition ultérieure comme produit chimique ou vecteur énergétique. Plusieurs possibilités existent, qui présentent avantages et inconvénients. Sous forme de gaz, le dihydrogène est peu dense et doit être fortement comprimé. La liquéfaction du dihydrogène se réalise à très basse température. L'hydrogène solide nécessite d'être lié à d'autres composants, notamment sous la forme d'hydrure.
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 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.
