TERMIUM Plus^®

Record 1,  Textual support,  English

Record number: 1, Textual support number: 1 CONT

In contrast to the prismatic fuel, the coated particles are homogeneously distributed within the spherical fuel matrix, which acts as the moderator. There are two generic concepts for pebble bed reactors in terms of refueling.... Another type is the once through then out(OTTO) concept where the pebbles only perform one passage through the core. For the on-line refueling designs, the pebbles are circulated by gravity in the core, which is surrounded by a graphite reflector and pneumatically transported in the fuel handling system.  1, record 1, English, - once%20through%20then%20out%20concept

Record 1,  Textual support,  French

Record number: 1, Textual support number: 1 CONT

Cœur à boulets [...] Les promoteurs de ce genre de réacteur [THTR 300] ont imaginé une simplification du système de manutention, qui consiste à faire passer chaque boulet une seule fois dans le cœur (variante OTTO ou once through then out). Il suffit alors de recueillir, dans une sorte de pondoir, les boulets usagés, mais si l'on gagne en simplicité du système, la combustion massique du combustible déchargé n'est plus uniforme et l'utilisation du combustible n'est donc pas optimale.  2, record 1, French, - concept%20du%20passage%20unique

Record 1,  Textual support,  Spanish

Record 2,  Textual support,  English

Record number: 2, Textual support number: 1 CONT

A simple physics approach has allowed to intercompare the major features of PWR's [pressurized water reactors], with standard oxide or Inert Matrix Fuel, and fast neutron reactors, in iso-generating or burner mode, when recycling Pu and TRU.  1, record 2, English, - reactor%20in%20iso%2Dgenerating%20mode

Record number: 2, Textual support number: 1 OBS

burner mode. An operating mode for a nuclear reactor, especially a breeder, in which the conversion factor is lower than 1.  2, record 2, English, - reactor%20in%20iso%2Dgenerating%20mode

Record 2,  Textual support,  French

Record number: 2, Textual support number: 1 DEF

Réacteur nucléaire produisant autant de combustible fissile qu'il en consomme.  3, record 2, French, - r%C3%A9acteur%20iso%2Dg%C3%A9n%C3%A9rateur

Record number: 2, Textual support number: 1 CONT

Dans le cas d'un réacteur iso-générateur, la masse de matière fissile est constante dans le cœur, et seule la matière fertile diminue. Ainsi, chaque fission qui a lieu dans le réacteur provient d'un noyau de fertile (non fissile) qui aura auparavant capturé un neutron pour produire un noyau fissile. On ne consomme donc que de la matière fertile.  4, record 2, French, - r%C3%A9acteur%20iso%2Dg%C3%A9n%C3%A9rateur

Record 2,  Textual support,  Spanish

Record 3,  Textual support,  English

Record number: 3, Textual support number: 1 DEF

[International Energy Agency’s implementing agreement dedicated to the investigation] of promising new technologies for evaluating and ultimately improving the performance of materials for transportation systems.  1, record 3, English, - Implementing%20Agreement%20for%20a%20Programme%20of%20Research%20and%20Development%20on%20Advanced%20Materials%20for%20Transportation%20Applications

Record number: 3, Textual support number: 1 OBS

Examples of these technologies include(1) light weighting to improve fuel efficiency,(2) surface engineering to improve the resistance to wear and contact damage,(3) development of durable coating systems for thermal, wear and environmental management, and(4) development of revolutionary materials(nanomaterials, structural ceramics, and ceramic matrix composites) for operation at much higher temperatures and pressures.  1, record 3, English, - Implementing%20Agreement%20for%20a%20Programme%20of%20Research%20and%20Development%20on%20Advanced%20Materials%20for%20Transportation%20Applications

Record number: 3, Textual support number: 2 OBS

CANMET-MTL, [Canada Centre for Mineral and Energy Technology - Materials Technology Laboratory is] Canada’s representative on the International Energy Agency’s Implementing Agreement on Transportation Materials (sub-committee on Lightweight Materials).  3, record 3, English, - Implementing%20Agreement%20for%20a%20Programme%20of%20Research%20and%20Development%20on%20Advanced%20Materials%20for%20Transportation%20Applications

Record 3,  Textual support,  French

Record number: 3, Textual support number: 1 OBS

Le LTM-CANMET [Laboratoire de la technologie des matériaux du Centre canadien de la technologie des minéraux et de l'énergie] représente le Canada dans le cadre de l'entente de mise en œuvre visant les matériaux pour le secteur du transport de l'Agence internationale de l'énergie (sous-comité des matériaux légers).  1, record 3, French, - Entente%20de%20mise%20en%20%26oelig%3Buvre%20visant%20les%20mat%C3%A9riaux%20pour%20le%20secteur%20du%20transport

Record 3,  Textual support,  Spanish

Record 4,  Textual support,  English

Record number: 4, Textual support number: 1 CONT

Radiation damage in solids … Because the particles … have different energies and different ranges, the distance from the site of formation to the region where they cause damage is different. Thus, the size of the fissile kernels itself(also called inclusions) embedded in the inert matrix material becomes an important factor in determining the regions of damage in a material. To this end a distinction is made between a microdispersed and a macrodispersed fuel. A fuel is called microdispersed if the size of the fissile inclusions is less than 10 [micrometers], and otherwise is called macrodispersed. Microdispersed fuels can be produced either by infiltration or by compression of a mixture of matrix grains and fissile grains, while macrodispersed fuels can be produced by compression only. The damage effects in microdispersed fuels will approach those in a solid solution, while the radiation effects in macrodispersed fuels will mainly occur in the inclusions themselves and in a thin matrix layer around the inclusion, predominantly due to neutron damage.  1, record 4, English, - microdispersed%20fuel

Record 4,  Textual support,  French

Record number: 4, Textual support number: 1 OBS

Les combustibles nucléaires sont l’objet de perfectionnements constants pour optimiser le fonctionnement du réacteur (capacité de puissance, souplesse de fonctionnement, fiabilité), le cycle du combustible (bonne utilisation de la matière fissile) et la sûreté de l’installation nucléaire (robustesse, confinement des produits de fission). Un choix judicieux du matériau des combustibles et de sa conception permet d’obtenir un bon comportement du combustible en réacteur, tout en maintenant à des valeurs raisonnables les gradients thermiques et la diffusion des produits de fission. Trois options sont alors possibles : — le composé d’actinides est un composé d’uranium/plutonium (et d’actinides mineurs éventuellement) présentant une bonne tenue en conditions de service, de même que le matériau de gainage (métallique) ou d’enrobage (céramique) qui doit en outre absorber peu les neutrons (pour minimiser les captures neutroniques parasites et l’activation); — le composé d’actinides est finement dispersé de façon homogène dans une matrice inerte; le matériau combustible est alors «microdispersé»; — enfin, le composé d’actinides est contenu dans une matrice (oxyde, carbure ou nitrure) en étant réparti de façon uniforme sous forme de particules dans une matrice inerte : c’est le combustible «macrodispersé» ou «à macromasses».  2, record 4, French, - combustible%20microdispers%C3%A9

Record 4,  Textual support,  Spanish

Record 5,  Textual support,  English

Record number: 5, Textual support number: 1 CONT

Radiation damage in solids … Because the particles … have different energies and different ranges, the distance from the site of formation to the region where they cause damage is different. Thus, the size of the fissile kernels itself(also called inclusions) embedded in the inert matrix material becomes an important factor in determining the regions of damage in a material. To this end a distinction is made between a microdispersed and a macrodispersed fuel. A fuel is called microdispersed if the size of the fissile inclusions is less than 10 [micrometers], and otherwise is called macrodispersed. Microdispersed fuels can be produced either by infiltration or by compression of a mixture of matrix grains and fissile grains, while macrodispersed fuels can be produced by compression only. The damage effects in microdispersed fuels will approach those in a solid solution, while the radiation effects in macrodispersed fuels will mainly occur in the inclusions themselves and in a thin matrix layer around the inclusion, predominantly due to neutron damage.  1, record 5, English, - macrodispersed%20fuel

Record 5,  Textual support,  French

Record number: 5, Textual support number: 1 CONT

Les combustibles nucléaires sont l’objet de perfectionnements constants pour optimiser le fonctionnement du réacteur (capacité de puissance, souplesse de fonctionnement, fiabilité), le cycle du combustible (bonne utilisation de la matière fissile) et la sûreté de l’installation nucléaire (robustesse, confinement des produits de fission). Un choix judicieux du matériau des combustibles et de sa conception permet d’obtenir un bon comportement du combustible en réacteur, tout en maintenant à des valeurs raisonnables les gradients thermiques et la diffusion des produits de fission. Trois options sont alors possibles : — le composé d’actinides est un composé d’uranium/plutonium (et d’actinides mineurs éventuellement) présentant une bonne tenue en conditions de service, de même que le matériau de gainage (métallique) ou d’enrobage (céramique) qui doit en outre absorber peu les neutrons (pour minimiser les captures neutroniques parasites et l’activation); — le composé d’actinides est finement dispersé de façon homogène dans une matrice inerte; le matériau combustible est alors «microdispersé»; — enfin, le composé d’actinides est contenu dans une matrice (oxyde, carbure ou nitrure) en étant réparti de façon uniforme sous forme de particules dans une matrice inerte : c’est le combustible «macrodispersé» ou «à macromasses».  2, record 5, French, - combustible%20macrodispers%C3%A9

Record 5,  Textual support,  Spanish

Record 6,  Textual support,  English

Record number: 6, Textual support number: 1 CONT

[Nuclear reactors and fuels. ] Fabrication of non-oxide matrix fuels. Advanced metal-clad fuels in which the fuel matrix is composed of actinide carbides, nitrides, and metals are being developed. Fabrication of carbides and nitrides is similar to that for oxide fuels with the exception that these fuels are very sensitive to the presence of oxygen and humidity and so they must be fabricated under carefully controlled inert atmospheres.  1, record 6, English, - fuel%20matrix

Record 6,  Textual support,  French

Record number: 6, Textual support number: 1 CONT

[Les critères de rechargement d’un assemblage non étanche] résultent des connaissances acquises sur le comportement du combustible dans les réacteurs de puissance en situation normale et dans les boucles expérimentales du CEA [Commissariat à l’énergie atomique] d'étude en situation accidentelle. Ils sont validés par plus de 10 ans d'expérience qui montrent que dans ces conditions les assemblages ne relâchent pas de matière fissile de manière significative dans le circuit primaire (la matrice combustible en céramique frittée est conçue pour retenir les produits de fission et résister à une attaque chimique de l'eau).  2, record 6, French, - matrice%20combustible

Record number: 6, Textual support number: 2 CONT

Étudier par la thermodynamique les transformations d’un combustible nucléaire n’a de sens que si l’on considère à la fois les éléments constitutifs de ce combustible (ou matrice combustible, par exemple uranium et oxygène pour le combustible à base de dioxyde d’uranium utilisé dans les réacteurs à eau sous pression [REP]) et les produits de fission créés par irradiation.  3, record 6, French, - matrice%20combustible

Record 6,  Textual support,  Spanish

Record 8,  Textual support,  English

Record number: 8, Textual support number: 1 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.  1, record 8, English, - Experimental%20Test%20and%20Demonstration%20Reactor

Record 8,  Textual support,  French

Record number: 8, Textual support number: 1 DEF

[...] réacteur rapide gaz [mis au point par le Commissariat à l'Énergie Atomique (CEA]) dédié essentiellement à la qualification du combustible [...]  1, record 8, French, - R%C3%A9acteur%20Exp%C3%A9rimental%20de%20D%C3%A9monstration%20Technologique

Record number: 8, Textual support number: 1 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.  3, record 8, French, - R%C3%A9acteur%20Exp%C3%A9rimental%20de%20D%C3%A9monstration%20Technologique

Record 8,  Textual support,  Spanish

Record 9,  Textual support,  English

Record number: 9, Textual support number: 1 CONT

A composite material comprising a pure copper or dispersion strengthened copper matrix and a boron rich species, such as, but not limited to, elemental boron or boron carbide, for use in the fabrication of baskets that support spent nuclear fuel in nuclear waste containers. A method for manufacturing the composite material using powder metallurgy and hot extrusion.  1, record 9, English, - basket

Record 9,  Textual support,  French

Record number: 9, Textual support number: 1 DEF

Structure métallique permettant la manutention de matières radioactives et satisfaisant à des exigences spécifiques de sûreté nucléaire.  1, record 9, French, - panier

Record 9,  Textual support,  Spanish

Record 10,  Textual support,  English

Record number: 10, Textual support number: 1 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.  2, record 10, English, - fuel%20plate

Record 10,  Textual support,  French

Record number: 10, Textual support number: 1 DEF

Combustible nucléaire, notamment de l'uranium, emprisonné entre des gaines d'aluminium, qui sert à alimenter les réacteurs.  4, record 10, French, - plaque%20de%20combustible

Record 10,  Textual support,  Spanish

Record 12,  Textual support,  English

Record number: 12, Textual support number: 1 CONT

The electrolyte in an MCFC [molten carbonate fuel cell] is an alkali carbonate(sodium, potassium, or lithium salts, i. e., Na₂CO₃, K₂CO₂, or Li₂CO₃) or a combination of alkali carbonates that is retained in a ceramic matrix of lithium aluminum oxide(LiAlO₂).  2, record 12, English, - alkali%20carbonate

Record number: 12, Textual support number: 1 OBS

Alkali : A chemical "base" loosely, the opposite of an acid. Certain types of alkalis (especially potassium hydroxide) have been used as fuel cell electrolytes.  3, record 12, English, - alkali%20carbonate

Record 12,  Textual support,  French

Record number: 12, Textual support number: 1 CONT

En 1921, E. Baur met en évidence l'importance de la cinétique. Il met au point une cellule fonctionnant à haute température (1000°C), avec une anode de carbone, une cathode à base d'oxyde de fer et des carbonates alcalins comme électrolytes.  3, record 12, French, - carbonate%20alcalin

Record number: 12, Textual support number: 2 CONT

L'électrolyte est fait d'un mélange de carbonates de métaux alcalins (carbonates de lithium, de potassium et de sodium) retenus par une matrice céramique d'oxyde d'aluminium et de lithium (LiAlO₂).  2, record 12, French, - carbonate%20alcalin

Record number: 12, Textual support number: 1 OBS

Terme habituellement utilisé au pluriel (carbonates alcalins).  4, record 12, French, - carbonate%20alcalin

Record 12,  Textual support,  Spanish

Record 13,  Textual support,  English

Record number: 13, Textual support number: 1 CONT

... sintered uranium oxide pellets [...] is the reference fuel.  1, record 13, English, - sintered%20pellet

Record number: 13, Textual support number: 2 CONT

The basic materials for most reactor fuel elements are of three types : metallic fuels contain uranium metal or uranium metal alloys; ceramic fuels are sintered compacts of uranium compounds such as uranium dioxide and uranium carbide; and cermets are dispersions of uranium compounds in a metal matrix.  2, record 13, English, - sintered%20pellet

Record number: 13, Textual support number: 1 OBS

See also "fuel pellet".  3, record 13, English, - sintered%20pellet

Record 13,  Textual support,  French

Record number: 13, Textual support number: 1 CONT

[Réacteur surgénérateur rapide] Le processus de fabrication ne diffère pas sensiblement dans son principe de celui de l'élément combustible des réacteurs à eau, puisqu'il s'agit de même de pastilles frittées insérées dans des gaines.  3, record 13, French, - pastille%20fritt%C3%A9e

Record number: 13, Textual support number: 2 CONT

[...] le combustible lui-même est toujours l'oxyde mixte U.2PuO₂, fritté sous forme de pastilles.  4, record 13, French, - pastille%20fritt%C3%A9e

Record number: 13, Textual support number: 1 OBS

Voir aussi «pastille de combustible».  2, record 13, French, - pastille%20fritt%C3%A9e

Record 13,  Textual support,  Spanish