Passive nuclear safetyPassive nuclear safety is a design approach for safety features, implemented in a nuclear reactor, that does not require any active intervention on the part of the operator or electrical/electronic feedback in order to bring the reactor to a safe shutdown state, in the event of a particular type of emergency (usually overheating resulting from a loss of coolant or loss of coolant flow).
Barre de contrôle (nucléaire)thumb|Barres de contrôle (2006) Une barre de contrôle ou barre de commande est une « pièce mobile » de matériau neutrophage servant à diminuer le facteur de multiplication des neutrons par capture stérile de neutrons ; ces absorbants neutroniques permettent ainsi de contrôler des réactions en chaîne dans l'industrie nucléaire.
Santé et sécurité au travailSanté et sécurité au travail désigne diverses disciplines visant à supprimer ou à limiter certains effets nuisibles du travail sur l'être humain (santé physique ou mentale centré sur la santé au travail). Ces notions, apparues relativement récemment dans le champ du droit du travail — au avec le développement industriel autour duquel s'est progressivement construit le droit du travail —, ont été mises en œuvre avec des premières mesures de protection au bénéfice des travailleurs les plus vulnérables : les femmes et les enfants.
Coefficient modérateurLe coefficient modérateur ou le coefficient thermique modérateur, ou encore coefficient de vide, est une grandeur utilisée en physique des réacteurs nucléaires. Elle caractérise l'évolution de la réactivité du réacteur en cas de diminution de la densité du fluide caloporteur. Un exemple serait le cas d'une excursion de puissance ou une fuite importante conduisant à la formation de bulles de vapeur dans l'eau utilisée comme liquide de refroidissement.
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.
Évaluation des risquesDans le domaine de la gestion des risques, l'évaluation des risques est l'ensemble des méthodes consistant à calculer la criticité (pertinence et gravité) des dangers. Elle vise outre à les quantifier, à qualifier les dangers (qui doivent donc préalablement avoir été identifiés). Elle se base sur . Dans ce domaine, on se restreint à l'étude du risque aryétique, c'est-à-dire en ne considérant que les événements à conséquences négatives.
Réacteur nucléaire de rechercheUn réacteur nucléaire de recherche sert principalement de source de neutrons pour la recherche et développement de la filière électronucléaire par l'étude du comportement des matériaux et des combustibles nucléaires face à des sollicitations neutroniques, thermohydrauliques ou chimiques représentatives du fonctionnement en vraie grandeur d'un réacteur industriel. Un réacteur de recherche peut servir aussi à la formation des personnels de l'industrie électronucléaire, à la médecine nucléaire pour la production de radioisotopes médicaux, ou à l'industrie nucléaire militaire.
Probabilistic risk assessmentProbabilistic risk assessment (PRA) is a systematic and comprehensive methodology to evaluate risks associated with a complex engineered technological entity (such as an airliner or a nuclear power plant) or the effects of stressors on the environment (probabilistic environmental risk assessment, or PERA). Risk in a PRA is defined as a feasible detrimental outcome of an activity or action. In a PRA, risk is characterized by two quantities: the magnitude (severity) of the possible adverse consequence(s), and the likelihood (probability) of occurrence of each consequence.
Generation II reactorA generation II reactor is a design classification for a nuclear reactor, and refers to the class of commercial reactors built until the end of the 1990s. Prototypical and older versions of PWR, CANDU, BWR, AGR, RBMK and VVER are among them. These are contrasted to reactors, which refer to the early prototype of power reactors, such as Shippingport, Magnox/UNGG, AMB, Fermi 1, and Dresden 1. The last commercial Gen I power reactor was located at the Wylfa Nuclear Power Station and ceased operation at the end of 2015.
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 ».
