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FUEL CLADDING [39 records]

Filter results by subject field Alphabetical list of terms

Filter results by subject field

Alphabetical list of terms

Record 1 2017-04-20

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The condition in which a substantial degree of rupture and oxidation of the fuel cladding and possibly some melting of the fuel has occurred.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Situation caractérisée par un degré élevé de dislocation et d'oxydation de la gaine du combustible et éventuellement par une fusion partielle du combustible.

Spanish

Save record 1

Record 2 2016-11-30

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Plant Safety
  • Radiation Protection
DEF

A can which resists the pressure of the coolant without being supported by the fuel.

CONT

The fuel cladding can be designed to be collapsible or free standing when subjected to the coolant operating pressure. Free standing cladding can undergo long term deformation(creep deformation) under external pressure, leading to a decrease in the radial gap between the cladding and fuel.

OBS

free-standing cladding: term and definition standardized by ISO in 1997.

OBS

free-standing cladding: term extracted from the “Glossaire de l’énergie nucléaire” and reproduced with permission of the Organisation for Economic Co-operation and Development.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Radioprotection
DEF

Gaine résistant à la pression du liquide de refroidissement sans prendre appui sur le combustible.

OBS

gaine libre : terme et définition normalisés par l'ISO en 1997.

OBS

gaine libre; gaine autoporteuse : termes extraits du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduits avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.

Spanish

Save record 2

Record 3 2016-11-30

English

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
DEF

A column of fuel assemblies and associated cladding and supporting components inserted into or removed from a reactor as a unit.

OBS

stringer of fuel elements: term extracted from the “Glossaire de l’énergie nucléaire” and reproduced with permission of the Organisation for Economic Co-operation and Development.

French

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
OBS

colonne de combustible; colonne d'éléments combustibles : termes extraits du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduits avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.

Spanish

Save record 3

Record 4 2016-11-30

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Plant Safety
  • Radiation Protection
DEF

A fuel element cladding designed to achieve direct contact with the fuel under pressure of the coolant.

CONT

The fuel cladding can be designed to be collapsible or free standing when subjected to the coolant operating pressure.

OBS

collapsible cladding: term and definition standardized by ISO in 1997.

OBS

collapsible cladding: term extracted from the “Glossaire de l’énergie nucléaire” and reproduced with permission of the Organisation for Economic Co-operation and Development.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Radioprotection
DEF

Gaine d'élément combustible prévue pour réaliser un contact direct avec le combustible sous l'effet de la pression du fluide de refroidissement.

OBS

gaine non résistante : terme et définition normalisés par l'ISO en 1997.

OBS

gaine non résistante : terme extrait du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduit avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.

Spanish

Save record 4

Record 5 2015-04-29

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The penetration of water into a fuel element through a flaw in the can or cladding.

OBS

waterlogging: term and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Pénétration d'eau dans un élément combustible par un défaut de la gaine.

OBS

pénétration d'eau : terme et définition normalisés par l'ISO.

Spanish

Save record 5

Record 6 2015-04-29

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A gradually increasing deformation of the cladding due to the repeated expansion of fuel during the increase and decrease of reactor power.

OBS

ratcheting: term and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Déformation graduelle d'une gaine due à la dilatation répétée du combustible pendant les augmentations et les diminutions de la puissance d'un réacteur.

OBS

rochetage : terme et défiintion normalisés par l'ISO.

Spanish

Save record 6

Record 7 2015-04-29

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A fuel element which has been pressurized with gas in order to prevent the cladding from collapsing on the fuel under external pressure.

OBS

prepressurized fuel: term and definition standardized by ISO.

Key term(s)
  • pre-pressurized fuel

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Élément combustible qui a été mis sous pression par un gaz afin de prévenir l'écrasement de la gaine sur le combustible sous l'effet de la pression extérieure.

OBS

combustible sous pression : terme et définition normalisés par l'ISO.

Spanish

Save record 7

Record 8 2015-04-24

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The ratio between the critical heat flux and the actual surface power density for a given point on the fuel cladding.

OBS

DNB: departure from nucleate boiling.

OBS

DNB ratio: term and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Pour un point donné d'une gaine de combustible, rapport entre le flux de caléfaction et la puissance surfacique réelle.

OBS

marge de caléfaction : terme et définition normalisés par l'ISO.

Spanish

Save record 8

Record 9 2015-04-24

English

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
DEF

A very rapid failure in the cladding of a fuel element.

OBS

fast burst: term and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
DEF

Défaut qui se développe très rapidement dans la gaine d'un élément combustible.

OBS

rupture brutale de gaine : terme et définition normalisés par l'ISO.

Spanish

Save record 9

Record 10 2014-12-22

English

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
DEF

A phenomenon whereby a coolant at or below saturation temperature forms a thin layer of steam over the fuel cladding.

OBS

film boiling: term and definition standardized by ISO in 1997.

French

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

Phénomème où un fluide de refroidissement à la température de saturation ou près de celle-ci forme une mince pellicule de vapeur le long de la gaine de combustible.

OBS

ébullition en couche mince : terme et définition normalisés par l'ISO en 1997.

OBS

caléfaction : terme publié au Journal officiel de la République française le 22 septembre 2000.

Spanish

Save record 10

Record 11 2014-07-31

English

Subject field(s)
  • Thermonuclear fusion
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The boiling on a heated surface with a deficiency of a liquid in the whole coolant channel and hence also near the surface.

OBS

[This] phenomenon [causes] the production of an insulating vapour layer which keeps the coolant away from the hot surface to be cooled, such as the cladding of a fuel pin.

OBS

dryout: term and definition standardized by ISO in 1997.

French

Domaine(s)
  • Fusion thermonucléaire
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Ébullition sur une surface chauffée entraînant un manque de liquide dans la totalité du canal de refroidissement et par suite également près de la surface.

OBS

assèchement : terme publié au Journal officiel de la République française le 22 septembre 2000.

OBS

assèchement : terme et définition normalisés par l'ISO en 1997.

Spanish

Save record 11

Record 12 2014-06-10

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The deformation of ceramic fuel pellets due to strong temperature gradients in the fuel.

OBS

Bulge formation at the ends of a fuel pellet may cause "bamboo ridges" on the cladding.

OBS

circumferential ridging: term and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Déformation des pastilles de combustible céramique due à de forts gradients de température dans le combustible.

OBS

L'apparition de renflements aux extrémités d'une pastille de combustible peut provoquer des bourrelets dans la gaine comme sur une tige de bambou.

OBS

effet bambou : terme et définition normalisés par l'ISO.

Spanish

Save record 12

Record 13 2014-06-10

English

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
DEF

The material effecting the intimate contact between fuel and can or cladding.

OBS

bond: term and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

Matière rendant effectif le contact intime entre le combustible et la gaine.

OBS

liaison : terme et définition normalisés par l'ISO.

Spanish

Save record 13

Record 14 2014-06-10

English

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
DEF

The intimate contact between fuel and can or cladding.

OBS

It is called metallurgical when the materials are so close that interatomic forces are operative and mechanical if the contact is less intimate.

OBS

bond: term and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

Contact intime entre le combustible et la gaine.

OBS

Elle est qualifiée de métallurgique quand les matériaux sont si proches que les forces interatomiques entrent en jeu, et de mécanique quand le contact est moins intime.

OBS

liaison : terme et définition normalisés par l'ISO.

Spanish

Save record 14

Record 15 2011-12-21

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

An improved breeder reactor fuel element including a tubular cladding hermetically sealed at each end by an end plug, one interior portion of the cladding defining a fuel plenum filled with a column of fissile material, and a column of fertile material arranged axially in tandem with the fissile column within the cladding, wherein the improvement comprises a cesium getter disposed between the fissile and fertile columns which is substantially effective at reactor operating temperatures to isolate the cesium generated by the fissile material from reacting with the fertile column.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Aiguille (crayon). Constituée d’une gaine d’acier austénitique au titane de diamètre extérieur 8,5 mm, d’épaisseur 0,56 mm et de longueur totale 2 700 mm fermée par deux bouchons, l’aiguille combustible contient : — les pastilles d’oxyde mixte UO2-PuO2 constituant la colonne fissile de 1 000 mm; — les pastilles d’UO2 (appauvri) constituant les deux colonnes fertiles de 300 mm de part et d’autre de la colonne fissile […]

Spanish

Save record 15

Record 16 2011-12-21

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

pellet : a cylindrical fuel element, made from ceramic, a stack of which, inside the cladding tube, forms the fissile column(in a rod, or pin), in a reactor. Pellets are obtained, for most current reactors, through compaction of uranium oxide(UOX) powder, or mixed uranium and plutonium oxide(MOX) powder.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Aiguille (crayon). Constituée d’une gaine d’acier austénitique au titane de diamètre extérieur 8,5 mm, d’épaisseur 0,56 mm et de longueur totale 2 700 mm fermée par deux bouchons, l’aiguille combustible contient : — les pastilles d’oxyde mixte UO2-PuO2 constituant la colonne fissile de 1 000 mm; — les pastilles d’UO2 (appauvri) constituant les deux colonnes fertiles de 300 mm de part et d’autre de la colonne fissile […]

Spanish

Save record 16

Record 17 2011-12-12

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Thermonuclear fusion
CONT

The increase of coolant flow velocity and subcooling enhanced heat transfer coefficient at cladding surface during film boiling, which resulted in large decrease of maximum cladding temperature and film boiling duration, and consequently in the increase of fuel failure threshold energy.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Fusion thermonucléaire
CONT

Le refroidissement est conditionné par une autre butée technologique relative au combustible [du réacteur] : la température maximale de gaine, qui conditionne le taux de combustion maximal que le combustible pourra supporter; dans la technologie actuelle (gaines en acier austénitique du type 316), la température de gaine nominale est limitée à des valeurs comprises entre 620 et 650 °C.

Spanish

Save record 17

Record 18 2011-12-12

English

Subject field(s)
  • Properties of Fuels
  • Nuclear Fission Reactors
OBS

Changes in fuel pellets and cladding occur at high burnups that appear to reduce the fuel' s resistance to damage; that damage could be caused by reactivity initiated accidents(RIAs), loss-of-coolant accidents(LOCAs), or other transients.

French

Domaine(s)
  • Propriétés des combustibles
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Tenue du combustible. En service, les pastilles d’oxyde se fissurent et gonflent légèrement, mais la tenue des aiguilles reste très satisfaisante jusqu’à des taux de combustion très élevés (ordre de grandeur : 50 000 à 150 000 MW · j/t) avec un taux de rupture de gaines extrêmement faible. Les facteurs limitatifs de la tenue du combustible sont actuellement le gonflement de l’acier austénitique sous rayonnement et l’interaction oxyde-gaine […]

Spanish

Save record 18

Record 19 2011-11-23

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

... the tube of material that houses the nuclear fuel pellets and provides the containment of radioactive species produced during fission.

CONT

Disclosed herein is a zirconium alloy nuclear fuel cladding tube for use in nuclear fuel rods of a nuclear reactor. The nuclear fuel cladding tube comprises an elongated hollow metal tube for accommodating a nuclear fuel and a metal oxide film formed on the outer surface of the metal tube wherein the metal is a zirconium alloy and the oxide film has a thickness of 0. 5~3. 7 µm.

CONT

A fuel rod for a nuclear reactor fuel assembly includes a cladding tube and a plurality of fuel pellets contained in the tube and composed of fissile material, such as uranium dioxide, having a single enrichment of U-235. At least some of the fuel pellets have an annular configuration. Some of the annular fuel pellets have an annulus of a first size, whereas other... annular fuel pellets have an annulus of a second size different from the first size.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Matériaux de gainage des réacteurs à eau [...] Concernant les tubes de gainage, ses principales fonctions sont de divers ordres : assurer le maintien de la colonne combustible; isoler le combustible du fluide caloporteur pour le protéger de son action corrosive; évacuer l'énergie; assurer le confinement des produits de fission.

CONT

Dans un combustible pour réacteur à eau légère la matière fissile se présente sous forme de petits cylindres en oxyde d'uranium fritté dits «pastilles». Un certain nombre de ces pastilles est empilé dans un tube - dit tube de gainage ou gaine - scellé aux deux extrémités par des bouchons soudés afin d'isoler la matière fissile du milieu extérieur; cet ensemble forme ce qu'on appelle un crayon combustible.

Spanish

Save record 19

Record 20 2011-02-17

English

Subject field(s)
  • Nuclear Waste Materials
CONT

Intermediate-level waste contains higher amounts of radioactivity and some requires shielding. It typically comprises resins, chemical sludges and metal fuel cladding, as well as contaminated materials from reactor decommissioning. It may be solidified in concrete or bitumen for disposal. Generally short-lived waste(mainly from reactors) is buried in a shallow repository, but long-lived waste(from fuel reprocessing) will be disposed of deep underground.

CONT

Intermediate-Level Waste (ILW) - requires shielding and does not generate significant heat. ILW is generally grouped with LLW [low-level wastes], rather than HLW [high-level wastes], for purposes of this report.

OBS

The plural form "wastes" is very frequently used.

French

Domaine(s)
  • Déchets nucléaires
CONT

Les déchets peuvent présenter des activités très diverses; on les classe en déchets de haute, de moyenne ou de faible activité, mais il faut noter que les distinctions ne sont pas toujours nettes : si, par haute activité, on désigne des concentrations de centaines ou de milliers de Ci/1, (curies par litre; 1 Ci = 3,7 X 1010 désintégrations par seconde) et par faible activité des concentrations de l'ordre du mCi/1, on trouve entre ces cas extrêmes toute une gamme de déchets d'activités intermédiaires.

CONT

Déchets de faibles et moyennes activités (déchets FMA).

OBS

L'emploi de la forme plurielle «déchets» est très fréquent.

Spanish

Campo(s) temático(s)
  • Desechos nucleares
Save record 20

Record 21 2011-02-08

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

Fuel element whose cladding is damaged in a way which allows fission products to escape.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Élément combustible dont la gaine est endommagée de telle façon que les produits de fission peuvent s'en échapper.

Spanish

Save record 21

Record 22 2010-11-01

English

Subject field(s)
  • Nuclear Waste Materials
  • Nuclear Science and Technology
  • Atomic Physics
OBS

"cladding", "can" : A sealed container for nuclear fuel or other material that provides protection from a chemically reactive environment and containment of radioactive products produced during the irradiation of the composite. It may also provide structural support.

OBS

"decladding", "decanning": Removing the outer container of an enriched uranium fuel rod, in preparation for reprocessing of the fuel.

French

Domaine(s)
  • Déchets nucléaires
  • Sciences et techniques nucléaires
  • Physique atomique
CONT

Les déchets particuliers. Cette catégorie concerne entre autres : - les matériaux irradiés à des fins expérimentales dans les réacteurs, - les matériaux de structure mis au rebut à la suite d'opérations de démantèlement d'installations ou de travaux de maintenance ou de modifications sur les installations en service. [...] - les déchets du dégainage du combustible irradié (les «coques»), - les déchets «tritiés».

CONT

Certaines recherches portent sur le conditionnement des déchets de réacteur [...] mais l'effort majeur concerne les déchets de retraitement, notamment les déchets contaminés par des émetteurs alpha : déchets de gainage (compactage sous pression élevée, avec ou sans protection additionnelle au plomb du produit compacté, fusion auto-creuset), résidus de dissolution [...], cendres d'incinérateur [...] déchets tritiés [...], déchets solides venant notamment de la fabrication des combustibles mixtes U-Pu [...]

Spanish

Campo(s) temático(s)
  • Desechos nucleares
  • Ciencia y tecnología nucleares
  • Física atómica
Save record 22

Record 23 2009-10-16

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

One of the main objectives of the GCFR project is to contribute towards the development of the 50 MW Experimental Test and Demonstration Reactor(ETDR), which is designed to be the first gas cooled fast reactor to be constructed. The ETDR will be fuelled initially with "traditional" fast reactor MOX fuel in stainless cladding and will progressively test advanced GCFR fuels including dense(carbide/nitride) fuels contained in a ceramic matrix.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

[...] réacteur rapide gaz [mis au point par le Commissariat à l'Énergie Atomique (CEA]) dédié essentiellement à la qualification du combustible [...]

OBS

Le REDT est un réacteur expérimental de petite puissance (30-50 MWth) conçu pour qualifier en conditions représentatives les combustibles, matériaux et autres technologies spécifiques du GFR, ainsi que pour en tester les principes de sûreté et les systèmes associés.

Spanish

Save record 23

Record 24 2009-10-11

English

Subject field(s)
  • Combustion and Fuels (Fireplaces)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

BUGEY 1 annular fuel element. To obtain even higher specific powers an annular fuel was designed. The principle is to cool a large uranium tube by outside and inside cladding, which also means that no internal volume remains and high coolant gas pressures can be reached.

French

Domaine(s)
  • Combustion et combustibles (Foyers)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

L'usine UP1, qui a repris en 1987 la suite d'UP2, disposait dans son atelier MAR 400 de deux lignes de traitement, l'une réservée aux combustibles à âme graphite où sont effectués le déqueusotage, le dégraphitage par de l'eau à 800 bar et le dégainage mécanique au travers d'une filière, et l'autre réservée aux combustibles annulaires du Bugey.

Spanish

Save record 24

Record 25 2009-10-11

English

Subject field(s)
  • Nuclear Waste Materials
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The cladding and fuel assembly wastes must be compatible with the ARP [Actinide Recycle Program] plant wastes.

French

Domaine(s)
  • Déchets nucléaires
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Déchets moyenne activité à vie longue (MA-VL) [...] Les déchets de structure du combustible (gainages, etc.) issus du retraitement de celui-ci. C'est le cas de déchets du retraitement du combustible UNGG à La Hague, où leur conditionnement visé est le même que pour les coques et embouts des réacteurs à eau pressurisée (avec une prévision de 20 % de réalisation en 2020) [...]

CONT

[...] les déchets de structure des assemblages de combustible, c'est-à-dire les coques et embouts; ils sont actuellement conditionnés sous forme de fûts cimentés [...]

Spanish

Save record 25

Record 26 2009-10-11

English

Subject field(s)
  • Chemical Engineering
  • Nuclear Waste Materials
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

Within the framework of the development of a combined scheme for processing WWER-1000 spent nuclear fuel, head operations such as chemical breaking-up of fuel cladding and voloxidation of the fuel with removal of volatile fission products were studied experimentally.

French

Domaine(s)
  • Génie chimique
  • Déchets nucléaires
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

[...] ensemble des traitements qui conduisent à la mise en solution du combustible depuis son arrivée sur le site de l'usine : réception, entreposage, dégainage, dissolution [...]

Spanish

Save record 26

Record 27 2009-10-10

English

Subject field(s)
  • Properties of Fuels
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

Fuel rod end plug welding method... A method of weld sealing an external opening of an axial gas pressurization bore on a flat end face of an end plug on a cladding tube...

French

Domaine(s)
  • Propriétés des combustibles
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Pour réaliser le bouchonnage [des crayons combustibles] (mise en place des bouchons et soudage), différents procédés de soudage peuvent être utilisés.

Spanish

Save record 27

Record 28 2009-09-16

English

Subject field(s)
  • Pipes and Fittings
  • Energy Transformation
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

A fuel rod for a nuclear reactor fuel assembly includes a cladding tube and a plurality of fuel pellets contained in the tube and composed of fissile material, such as uranium dioxide, having a single enrichment of U-235. At least some of the fuel pellets have an annular configuration. Some of the annular fuel pellets have an annulus of a first size, whereas other... annular fuel pellets have an annulus of a second size different from the first size.

French

Domaine(s)
  • Tuyauterie et raccords
  • Transformation de l'énergie
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Dans un combustible pour réacteur à eau légère la matière fissile se présente sous forme de petits cylindres en oxyde d'uranium fritté dits «pastilles». Un certain nombre de ces pastilles est empilé dans un tube - dit tube de gainage ou gaine - scellé aux deux extrémités par des bouchons soudés afin d'isoler la matière fissile du milieu extérieur; cet ensemble forme ce qu'on appelle un crayon combustible.

Spanish

Save record 28

Record 29 2009-09-16

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The UNGG(Uranium Natural Graphite Gaz) is an obsolete design of nuclear power reactor developed by France. It was graphite moderated, cooled by carbon dioxide, and fueled with natural uranium metal. It was developed independently of and in parallel to the British Magnox design, and to meet similar requirements. The main difference between the two designs is the fuel cladding material, which was magnesium-zirconium alloy in the UNGG, as opposed to magnesium-aluminium in the Magnox reactor.

Key term(s)
  • uranium natural graphite gaz

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
Key term(s)
  • réacteur graphite gaz à base d'uranium naturel

Spanish

Save record 29

Record 30 2009-09-16

English

Subject field(s)
  • Energy Transformation
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The present invention relates to a fuel rod for a nuclear plant and a plenum spring arranged to be provided in a fuel rod. The fuel rod comprises a cladding tube sealed at its ends by end plugs, a plurality of fuel pellets stacked on each other inside the cladding tube such that they form a column of pellets and said plenum spring arranged to hold with a spring force the column of pellets against the lower second end of the cladding tube during operation.

French

Domaine(s)
  • Transformation de l'énergie
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Le volume libre interne au crayon, ou espace laissé libre pour les gaz de fission, est essentiellement constitué du plenum (la partie supérieure du crayon dans lequel se trouve le ressort) car le jeu radial combustible-gaine se referme pendant la première partie de l'irradiation.

Spanish

Save record 30

Record 31 2009-06-08

English

Subject field(s)
  • General Mechanics (Physics)
CONT

The crystallographic textures of zirconium alloy tubing used as cladding in nuclear reactor fuel are commonly characterized by the quantitative texture numbers F(Källström) and flower case r(Kearns) which are derived from the direct and inverse pole figures. The texture numbers of zircaloy 2 and 4 tubes have been correlated experimentally with the value of the contractile strain ratio R which is a measure of the plastic anisotropy of the tube.

French

Domaine(s)
  • Mécanique générale (Physique)
CONT

Matériaux de gainage des réacteurs à eau. [...] Comme les contraintes principales en service dans une gaine sont, majoritairement, circonférentielles, on en déduit que le mode de fabrication doit éviter une texture trop tangentielle pour que les hydrures ne réduisent pas considérablement la ductilité des tubes. C'est pourquoi des critères sur l'orientation des hydrures, la texture et le coefficient d'anisotropie mécanique en traction, plus communément connu sous le nom de CSR (contractile strain ratio) ont été instaurés.

Spanish

Save record 31

Record 32 2009-04-22

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Power Stations
DEF

The elementary unit of the core of a reactor, containing the nuclear fuel.

CONT

Each fuel element includes a cladding, or metal case, that covers the fuel. The cladding prevents the escape of fission products, and it does not readily absorb neutrons.

CONT

[A] fuel element [...] may consist of a single cartridge, or a cluster of fuel pins.

OBS

fuel element: term standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Centrales nucléaires
DEF

[...] plus petit élément ayant une structure propre dans un réacteur, et contenant du combustible nucléaire comme principal constituant.

CONT

Dans un réacteur à eau pressurisée, les éléments combustibles consistent en un assemblage solidaire de plus de 200 tubes, appelés crayons, remplis de pastilles d'uranium [...]

OBS

élément combustible : terme et définition normalisés par l'ISO.

Spanish

Campo(s) temático(s)
  • Reactores nucleares de fisión
  • Centrales nucleares
DEF

Red cuadrada donde se colocan las barras de combustible de uranio en los reactores nucleares.

Save record 32

Record 33 2009-03-01

English

Subject field(s)
  • Combustion and Fuels (Fireplaces)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

Fuel Element. MITR-II [Massachusetts Institute of Technology Reactor] fuel consists of fifteen fuel plates in a rhomboid-shaped element. Each fuel plate consists of fuel sandwiched between sides of aluminum cladding, which are finned to increase the heat transfer surface area in a reactor. The uranium fuel is in a uranium-aluminum matrix called cermet.

French

Domaine(s)
  • Combustion et combustibles (Foyers)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Combustible nucléaire, notamment de l'uranium, emprisonné entre des gaines d'aluminium, qui sert à alimenter les réacteurs.

Spanish

Save record 33

Record 34 2008-11-21

English

Subject field(s)
  • Combustion and Fuels (Fireplaces)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A thin layer of nuclear fuel incorporated between two metal sheets making up a cladding.

French

Domaine(s)
  • Combustion et combustibles (Foyers)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Mince couche de combustible nucléaire placée entre deux lames métalliques qui en constituent la gaine.

OBS

Ce type de combustible est utilisé principalement dans les réacteurs de recherche.

Spanish

Save record 34

Record 35 2008-11-07

English

Subject field(s)
  • Combustion and Fuels (Fireplaces)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

Prior art fuel elements used in nuclear reactors can be divided into two general classes--flat plate fuel elements and cylindrical rod fuel elements. A requirement for plate fuel elements is that the fuel be metallurgically bonded to the cladding. Fuel elements of this type are conventionally brazed in parallel relation between two side plates.

French

Domaine(s)
  • Combustion et combustibles (Foyers)
  • Réacteurs nucléaires de fission

Spanish

Save record 35

Record 36 2008-09-04

English

Subject field(s)
  • Recording and Control Instrumentation
  • Structural Testing (Materials)
  • Inspection for Defects (Materials Engineering)
  • Nuclear Science and Technology
DEF

A radiation monitor designed to discover failures in the cladding, or coating, of the fuel elements in a nuclear reactor by measuring the concentration of radioactive materials, generally fission products, present in the reactor coolant.

French

Domaine(s)
  • Appareils de contrôle et d'enregistrement
  • Contrôle structural des matériaux
  • Détection des défauts des matériaux
  • Sciences et techniques nucléaires

Spanish

Save record 36

Record 37 - external organization data 2002-02-25

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Plants for the fabrication of nuclear reactor fuel elements, and equipment especially designed or prepared therefor including equipment which :(a) normally comes in direct contact with, or directly processes, or controls, the production flow of nuclear material;(b) seals the nuclear material within the cladding;(c) checks the integrity of the cladding or the seal; or(d) checks the finish treatment of the sealed fuel.

OBS

Regulation cited: Nuclear Non-Proliferation Import and Export Control Regulations.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Usines de fabrication d'éléments combustibles pour réacteurs nucléaires, et équipements spécialement conçus ou préparés à cette fin, y compris ceux qui : a) normalement se trouvent en contact direct avec le flux des matières nucléaires produites, ou bien traitent ou contrôlent directement ce flux; b) scellent les matières nucléaires à l'intérieur du gainage; c) vérifient l'intégrité du gainage ou l'étanchéité; ou d) vérifient le traitement de finition du combustible scellé.

OBS

Règlement cité : Règlement sur le contrôle de l'importation et de l'exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire.

Spanish

Save record 37

Record 38 - external organization data 2002-02-25

English

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
  • Combustion and Fuels (Fireplaces)
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Plants for the fabrication of nuclear reactor fuel elements, and equipment especially designed or prepared therefor including equipment which :(a) normally comes in direct contact with, or directly processes, or controls, the production flow of nuclear material;(b) seals the nuclear material within the cladding;(c) checks the integrity of the cladding or the seal; or(d) checks the finish treatment of the sealed fuel.

OBS

Regulation cited: Nuclear Non-Proliferation Import and Export Control Regulations.

French

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
  • Combustion et combustibles (Foyers)
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Usines de fabrication d'éléments combustibles pour réacteurs nucléaires, et équipements spécialement conçus ou préparés à cette fin, y compris ceux qui : a) normalement se trouvent en contact direct avec le flux des matières nucléaires produites, ou bien traitent ou contrôlent directement ce flux; b) scellent les matières nucléaires à l'intérieur du gainage; c) vérifient l'intégrité du gainage ou l'étanchéité; ou d) vérifient le traitement de finition du combustible scellé.

OBS

Règlement cité : Règlement sur le contrôle de l'importation et de l'exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire.

Spanish

Save record 38

Record 39 1975-03-11

English

Subject field(s)
  • Aircraft Propulsion Systems
DEF

A fuel element cladding which is designed to achieve contact with fuel under pressure of the coolant.

French

Domaine(s)
  • Propulsion des aéronefs
DEF

Gaine prévue pour réaliser un contact direct avec le combustible sous l'effet de la pression du fluide caloporteur.

Spanish

Save record 39

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