Pot catalytiqueLe pot catalytique ou catalyseur est un élément de l'ensemble du pot d'échappement des moteurs à combustion interne qui vise à réduire la nocivité des gaz d'échappement. thumb|Vue « en écorché » d'un pot catalytique à enveloppe en inox.Dès la toute fin du , alors que seulement quelques milliers de voitures « à pétrole » sont en circulation, sont conçus en France des premiers prototypes de pots catalytiques automobiles, constitués d'une matière inerte « de contact » imprégnée de platine, d'iridium et de palladium, enfermée dans un cylindre métallique à double paroi isolante traversé de part en part par les gaz d'échappement.
Filtre à particulesUn filtre à particules (ou FAP) est un système de filtration utilisé pour retenir les fines particules, cancérogènes pour l'Homme. Les (PM) dans leur ensemble sont désormais classées cancérogènes pour l'homme ; elles sont contenues dans les gaz de combustion, particulièrement des cheminées à bois et des moteurs Diesel. À terme, ils devraient aussi équiper tous les systèmes de chauffage au bois pour réduire la pollution de l'air, surtout en zone d'habitat rapproché, les particules fines ayant un effet négatif notamment dans les environs immédiats de la source d'émission.
Craquage catalytiqueLe craquage catalytique est un craquage dans lequel les grosses molécules d'alcanes se brisent lorsqu'elles sont portées à environ. Il fut breveté par Eugène Houdry en 1928. En résultent un alcane et un alcène de masse molaire plus faible. Des catalyseurs à base de platine-molybdène sont utilisés pour favoriser et accélérer cette réaction de craquage. Les produits obtenus sont par exemple : des gaz de chauffe ; de la matière première, par exemple l'éthylène ; des essences ; après disparition de l'essence au plomb ; le plomb étant, en plus de sa toxicité, nocif pour les pots catalytiques.
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.
Thorium-based nuclear powerThorium-based nuclear power generation is fueled primarily by the nuclear fission of the isotope uranium-233 produced from the fertile element thorium. A thorium fuel cycle can offer several potential advantages over a uranium fuel cycle—including the much greater abundance of thorium found on Earth, superior physical and nuclear fuel properties, and reduced nuclear waste production. One advantage of thorium fuel is its low weaponization potential; it is difficult to weaponize the uranium-233/232 and plutonium-238 isotopes that are largely consumed in thorium reactors.
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.
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).
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 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.
