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.
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.
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.
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.
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.
Liquid metal cooled reactorA liquid metal cooled nuclear reactor, or LMR is a type of nuclear reactor where the primary coolant is a liquid metal. Liquid metal cooled reactors were first adapted for breeder reactor power generation. They have also been used to power nuclear submarines. Due to their high thermal conductivity, metal coolants remove heat effectively, enabling high power density. This makes them attractive in situations where size and weight are at a premium, like on ships and submarines.
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.
Phénix (réacteur)Phénix est un ancien prototype de réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium situé sur le site nucléaire de Marcoule (Gard) qui a fonctionné de 1973 à 2010. Couplé au réacteur Phénix d’une puissance thermique de , un générateur électrique pouvait fournir une puissance de . La vocation du réacteur Phénix était initialement de fournir de l'électricité, puis elle s'étendit à l’étude de la transmutation des déchets radioactifs à vie longue (loi Bataille de 1991).
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.
Réacteur nucléaire à eau supercritiquethumb|Schéma d'un réacteur nucléaire à eau supercritique. Le réacteur nucléaire à eau supercritique (RESC) (en anglais, SuperCritical Water Reactor : SCWR) est un concept de réacteur nucléaire avec un caloporteur à base d'eau mais dans un état supercritique. Il est évalué puis retenu dans le cadre du Forum International Génération IV. L'eau permettant le refroidissement du réacteur est dans un état supercritique (à la fois gazeux et liquide), c’est-à-dire à une température supérieure à 374 °C et sous une pression supérieure à 221 bar.
