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COMBUSTIBLE FISSILE [28 records]

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Alphabetical list of terms

Record 1 2017-04-19

English

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
DEF

The time required for a breeder reactor to produce as much fissionable material as the amount usually contained in its core plus the amount tied up in its fuel cycle (as in fabrication and reprocessing).

French

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
DEF

Durée de fonctionnement d’un réacteur nucléaire surgénérateur, au cours de laquelle, tout en assurant le remplacement du combustible nucléaire qu’il a consommé, ce réacteur a produit un stock de combustible suffisant pour permettre le fonctionnement d’un réacteur surgénérateur identique.

OBS

Ce stock doit donc comprendre non seulement la charge initiale du cœur d’un tel réacteur, mais également la réserve de fonctionnement nécessaire pour remplacer la matière fissile immobilisée dans les installations de refroidissement, de traitement et de fabrication du combustible. Le temps de doublement s’évalue en années.

Spanish

Save record 1

Record 2 2017-04-19

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
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.

OBS

burner mode. An operating mode for a nuclear reactor, especially a breeder, in which the conversion factor is lower than 1.

Key term(s)
  • reactor in iso generating mode
  • iso generating reactor

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Réacteur nucléaire produisant autant de combustible fissile qu'il en consomme.

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.

Key term(s)
  • réacteur iso générateur

Spanish

Save record 2

Record 3 2017-04-13

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

Nuclear fuel assembly comprises a skeleton that constitutes the structure of the assembly and that holds a bundle of fuel elements at nodes in a regular array. The skeleton comprises two end pieces interconnected by guide tubes.

French

Domaine(s)
  • 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. Les crayons combustibles sont réunis en fagot-dit assemblage combustible ou élément combustible-par insertion dans un structure-dite squelette [...]-munie de pièces d’extrémité(embouts supérieur et inférieur ou tête et pied) permettant la manutention, le stockage et le positionnement dans le cœur du réacteur de l'assemblage combustible.

Spanish

Save record 3

Record 4 2017-02-13

English

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

French

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

Les procédés d’élaboration du noyau combustible fissile ou fertile ont notablement évolué depuis l'origine dans les années 1960, suivant les projets et la connaissance des procédés de fabrication [...] Dans le cadre du projet DRAGON(réacteur de recherche européen arrêté en 1975 [...] le procédé d’agglomération par voie sèche(AVS) a initialement été mis en œuvre à l'atelier de fabrication de Winsfrith, où se trouvait le réacteur DRAGON.

Spanish

Save record 4

Record 5 2017-02-13

English

Subject field(s)
  • Radiological Physics (Theory and Application)
  • Properties of Fuels
CONT

NDA inspection systems are dependent upon the isotopic content of the shipment and the level to which accuracy is required. Potential techniques include any one or a combination of passive and active gamma scanning, and passive and active neutron scanning ... In passive gamma scanning, the sample is rotated in front of a collimated detector at several axial increments while gamma spectra are collected. A more complex variation includes a pin-hole gamma camera and a charged coupled detector device to generate real-time images of the entire sample. ... Passive gamma scanning is non-invasive and can be done remotely with the sample and positioning mechanism inside a hot cell ...

French

Domaine(s)
  • Physique radiologique et applications
  • Propriétés des combustibles
CONT

[...] des techniques spécifiques sont mises en œuvre : radiographie, radiographie numérique, contrôle par ultrasons pour vérifier la santé interne de soudures, gammascanning(actif ou passif), gammagraphie, et autres pour vérifier le contenu des crayons, test d’étanchéité à l'hélium. Le gammascanning actif consiste à activer légèrement la matière fissile(235U) à l'aide d’une source de neutrons puis à en mesurer l'effet par comptage du rayonnement gamma rétrodiffusé qui est proportionnel au contenu en 235U, on vérifie ainsi l'enrichissement mais aussi l'absence d’anomalies dimensionnelles, d’éclats ou autres manques de matière fissile [...] Le gammascanning passif permet d’effectuer les mêmes mesures mais avec une cadence moindre; il est surtout réservé au combustible gadolinié pour lequel la mesure par gammascanning actif perd en précision.

Spanish

Save record 5

Record 6 2016-11-30

English

Subject field(s)
  • Cooling and Ventilating Systems
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The problem found by utility personnel could occur if the auxiliary cooling system were needed to maintain reactor cooling and if the pressurized air system failed because of equipment damage, a loss of electrical power, or seismic damage. The air system failure would shut the valves and stop the protective recirculation flow through the auxiliary pumps.

OBS

auxiliary cooling system: 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)
  • Systèmes de refroidissement et de ventilation
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Tous les incidents imaginables ont été étudiés, souvent expérimentés sur des réacteurs construits à cet effet. Telle est une éventuelle perte de l'eau de refroidissement par rupture de la cuve ou d’une tuyauterie. La première conséquence serait l'arrêt immédiat de la réaction en chaînes, en dehors même de toute intervention, car la présence de l'eau est nécessaire pour ramener les neutrons à la vitesse où ils réagissent avec le combustible fissile. Un circuit de refroidissement auxiliaire entrerait immédiatement en action pour empêcher le cœur du réacteur de fondre sous l'effet de la chaleur résiduelle.

Spanish

Save record 6

Record 7 2015-04-29

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A fuel assembly containing more fissile material than the surrounding fuel.

OBS

spike; seed: terms and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Assemblage combustible contenant plus de matière fissile que le combustible qui l'entoure.

OBS

semence : terme et définition normalisés par l’ISO.

Spanish

Save record 7

Record 8 2015-04-24

English

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The achievement of an approximately uniform neutron flux density in a reactor core, for example, by the introduction of neutron absorbers or nuclear fuel of low fissile content.

OBS

flux flattening: term and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Obtention d’une densité de flux de neutrons approximativement uniforme dans le cœur d’un réacteur, par exemple par l'introduction d’absorbeurs de neutrons ou de combustible nucléaire de faible teneur en substance fissile.

OBS

aplatissement du flux : terme et définition normalisés par l’ISO.

Spanish

Save record 8

Record 9 2013-10-01

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The length of that part of a fuel rod, fuel assembly or reactor core that contains fissile material.

OBS

active length: term and definition standardized by ISO in 1997.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Longueur de la partie d’une barre de combustible, d’un assemblage combustible ou d’un cœur de réacteur qui contient de la matière fissile.

OBS

longueur active : terme et définition normalisés par l’ISO en 1997.

Spanish

Save record 9

Record 10 - external organization data 2012-04-25

English

Subject field(s)
  • Chemical Elements and Compounds
  • Atomic Physics
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
Universal entry(ies)
235U
symbol, see observation
DEF

A light isotope of uranium of mass number 235 that is physically separable from natural uranium or is formed from plutonium by emission of a helium nucleus, that as the parent of the actinium series undergoes very slow radioactive disintegration, and that when bombarded with slow neutrons undergoes rapid fission into smaller atoms (as strontium and xenon or barium and krypton) together with much radiation and atomic energy, and that is used in power plants and atom bombs.

OBS

The number 235, in the symbol (235U) for the isotope 235 of uranium, is a superscript.

OBS

uranium-235;235U: Term and symbol recommended by the International Union of Pure and Applied Chemistry (IUPAC).

French

Domaine(s)
  • Éléments et composés chimiques
  • Physique atomique
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
Entrée(s) universelle(s)
235U
symbol, see observation
DEF

Isotope de l’uranium, dont la proportion dans l’uranium naturel est de 0,71 %.

OBS

C'est une matière fissile qui constitue le combustible nucléaire le plus courant. L'augmentation de la proportion en uranium 235(enrichissement) se fait par diverses méthodes dites de séparation des isotopes. Émetteur alpha de 4, 35 MeV(84 %) et diverses énergies voisines(16 %) de période 7, 13 X 108 ans, il est le père de la famille de l'actinium. Ancienne appellation : Actino-uranium.

OBS

actino-uranium : nom donné parfois à l’uranium 235, dont l’actinium dérive par filiation radioactive.

OBS

235U : le chiffre 235 est en exposant.

OBS

uranium-235;235U : terme et symbole recommandés par l’Union internationale de chimie pure et appliquée (UICPA).

Spanish

Campo(s) temático(s)
  • Elementos y compuestos químicos
  • Física atómica
  • Compartimiento - Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Entrada(s) universal(es)
235U
symbol, see observation
OBS

Fórmula química:235U

OBS

actinouranio: Nombre dado al isótopo del uranio de número atómico 92 y número de masa 235, que es el primer radioelemento de la serie del actinio.

Save record 10

Record 11 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 11

Record 12 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 12

Record 13 2011-12-14

English

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

French

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

Spanish

Save record 13

Record 14 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 14

Record 15 2011-06-17

English

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

The average number of primary fission neutrons (including delayed neutrons) emitted per neutron absorbed by a fissionable nuclide or by a nuclear fuel, as specified.

OBS

It is a function of the energy of the absorbed neutrons.

OBS

neutron yield per absorption; eta factor: terms and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Physique atomique
DEF

Nombre moyen de neutrons de fission primaires(y compris les neutrons retardés) émis par neutron absorbé par un nucléide fissile ou par un combustible nucléaire, selon ce qui est spécifié.

OBS

Ce nombre dépend de l’énergie des neutrons absorbés.

OBS

facteur êta : terme et définition normalisés par l’ISO.

Spanish

Save record 15

Record 16 2011-03-02

English

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

French

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

Spanish

Save record 16

Record 17 2010-11-29

English

Subject field(s)
  • Analytical Chemistry
  • Atomic Physics
CONT

Active inspection techniques measure [either] delayed radiation, differential die-away, or prompt neutrons. Prompt neutrons are immediately emitted when fission occurs, as opposed to delayed low-energy neutrons and gamma rays, which are emitted by the fission products anywhere from milliseconds to seconds after the fission event. The differential die-away technique pulses neutrons into the cargo and monitors perturbations (if any) in the die-away characteristics of the normal neutron fluence rate that occur between neutron pulses.

Key term(s)
  • differential die away technique

French

Domaine(s)
  • Chimie analytique
  • Physique atomique
DEF

[Technique d’] irradiation séquentielle [d’un objet] associée à la mesure des neutrons prompts entre les impulsions du générateur ou de l’accélérateur [de neutrons.]

CONT

[…] la méthode DDT permet d’atteindre de très basses limites de détection et ce, grâce à l’utilisation d’un générateur de neutrons (forte intensité interrogatrice [environ 108 à 2 X 109 nanosecondes exposant –1) associée à la mesure des neutrons prompts des fissions induites.

OBS

[…] quelques exemples d’application [de la méthode DDT] dans le domaine du cycle du combustible :— suivi et inventaire de la matière fissile dans les usines de retraitement; — contrôle de criticité dans les usines de retraitement ou de fabrication; — contrôle des fûts de déchets technologiques; — contrôle des déchets de grand volume contaminés en plutonium; — contrôle et caractérisation pour les besoins du démantèlement.

OBS

DDT : differential die-away technique.

Spanish

Save record 17

Record 18 2010-11-26

English

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

French

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

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.

Spanish

Save record 18

Record 19 2010-08-18

English

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

In an infinite medium[,] the ratio of the number of thermal neutrons absorbed in a fissionable nuclide or in nuclear fuel, as specified, to the total number of thermal neutrons absorbed.

OBS

thermal utilization factor: term and definition standardized by ISO.

French

Domaine(s)
  • Physique atomique
DEF

Dans un milieu infini, rapport du nombre total de neutrons thermiques absorbés dans un nucléide fissile ou un combustible nucléaire, selon le cas, au nombre total des neutrons thermiques absorbés.

OBS

facteur d’utilisation thermique : terme et définition normalisés par l’ISO.

Spanish

Save record 19

Record 20 2010-04-01

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

Experimental techniques for subcriticality measurement are … being investigated. … There are radial heterogeneous cores and axial ones. In the former, blanket fuel assemblies are arranged among the seed fuel assemblies, and are called the radial blanket. In the latter, the blanket fuel regions are inserted within the seed fuel regions in the seed fuel assemblies, and are called the internal blanket.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

[…] différentes méthodes visant à réduire les conséquences de la vidange totale du caloporteur dans le concept de cœur EFR [European Fast Reactor] à combustible nitrure U-Pu-N sont évaluées; il s’agit de l'élaboration d’un cœur hétérogène radial, de la réduction de la hauteur de la colonne fissile et de l'introduction de modérateur dans le cœur.

Spanish

Save record 20

Record 21 2010-03-09

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A nuclear breeder reactor cooled by molten sodium in which fission is caused by fast neutrons. It uses uranium-235 or plutonium-239 as fuel and produces additional plutonium-239 from the uranium-238 in a "blanket" around the reactor core.

Key term(s)
  • liquid metal cooled fast breeder reactor

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

La caractéristique essentielle d’un réacteur surgénérateur est qu'il produit plus de combustible qu'il n’ en consomme grâce à l'absorption des neutrons excédentaires par un matériau qui, lui-même, se transformera en matériau fissile. Plusieurs types de réacteurs surgénérateurs sont techniquement réalisables. [...] Le système de surgénérateur sur lequel se sont concentrés les plus grands efforts de développement est le réacteur rapide à métal liquide(LMFBR). Pour obtenir le maximum de plutonium-239, la vitesse des neutrons provoquant la fission doit rester élevée, avec une énergie égale ou proche de leur énergie initiale. Tous les matériaux modérateurs qui pourraient ralentir les neutrons, comme l'eau, doivent être exclus du réacteur. On utilise le sodium liquide qui a de très bonnes propriétés de transfert thermique. Le sodium se liquéfie à environ 100 °C et n’ entre en ébullition qu'à partir de 900 °C. Ses principaux inconvénients sont sa grande réactivité chimique avec l'air et l'eau et son niveau élevé de radioactivité induite dans le réacteur. Le développement des surgénérateurs rapides à métal liquide a commencé aux États-Unis vers 1950.

Spanish

Campo(s) temático(s)
  • Reactores nucleares de fisión
Save record 21

Record 22 2009-10-16

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
OBS

Fast reactors can be operated in a "burner" mode ... Such reactors can "store" temporarily large quantities of plutonium as fuel in their cores, and, in the event that nuclear fission has to be replaced one day by better sources of concentrated energy, they can dispose of, or "burn," inventories of plutonium and actinides. This also eliminates plutonium "mines", a potential source of material for nuclear weapons proliferation.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Réacteur nucléaire dont la production de combustible fissile est légèrement inférieure à sa consommation.

CONT

Dans Phénix et Superphénix, la matière fissile est du plutonium associé à de l’uranium appauvri (ce dernier provenant des usines d’enrichissement). Une très large proportion des neutrons non utilisés pour entretenir la réaction en chaîne est absorbée dans 238U, en donnant du plutonium. Selon les configurations détaillées adoptées, la production de plutonium peut être légèrement supérieure, du même ordre, ou légèrement inférieure à sa consommation : on dit que le réacteur est «surgénérateur», «isogénérateur» ou «sous-générateur».

Spanish

Save record 22

Record 23 2009-10-10

English

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
  • Properties of Fuels
CONT

TRISO - Tristructural isotropic fuel, a type of micro fuel particle consisting of a fuel kernel composed of uranium oxide (sometimes uranium carbide) in the center, coated with four layers of three isotropic materials.

French

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
  • Propriétés des combustibles
CONT

La conception de la particule fissile retenue par la plupart des fabricants dans le monde est celle de la particule de type «TRISO»(pour TRistructural ISOtropic) composée d’un noyau combustible(le plus souvent d’UO2) sphérique(de 100 à 800 [micromoles] de diamètre), assurant la puissance désirée mais aussi ayant pour qualité de retenir autant que faire se peut ses produits de fission, confiné par un sandwich de trois couches de céramiques denses : une couche de carbure de silicium entre deux couches de pyrocarbone.

Spanish

Save record 23

Record 24 2009-09-16

English

Subject field(s)
  • Combustion and Fuels (Fireplaces)
  • Nuclear Plant Safety
CONT

A single TRISO particle consists of an inner kernel of Uranium xycarbide surrounded by layers of pyrolytic carbon and silicon carbide. The silicon carbide serves as the primary barrier to the release of fission products into the core. If the silicon carbide layer fails, fission gas, especially Kr and Xe, will begin to escape the failed particle.

French

Domaine(s)
  • Combustion et combustibles (Foyers)
  • Sûreté des centrales nucléaires
CONT

Combustibles pour réacteurs à haute température(RHT-ou HTR) L'originalité du combustible est l'extrême division du matériau fissile qui se présente sous forme de particules sphériques(taille environ 1 mm) dispersées dans le modérateur en graphite. Le refroidissement est assuré par un gaz sous pression(généralement hélium ou CO2). Chaque particule est constituée d’une bille formant le noyau fissile en UO2(d’autres matériaux fissiles ont également été utilisés tels que UC2 ou ThO2) de quelques centaines de micromètres de diamètre(typiquement environ 0, 5 mm) obtenue par un procédé sol-gel, et recouverte de trois couches de graphite, d’où le nom de particule TRISO(TRistructural ISOtropic).

Spanish

Save record 24

Record 25 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 25

Record 26 - external organization data 2006-01-24

English

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Radical changes occur in the composition of the fuel between the fresh and equilibrium conditions. Three significant changes are the depletion of the U-235, mostly by fission, the build-up of fission products, and the build-up of Pu-239 (a fissile fuel) ...

French

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

La composition du combustible change radicalement lorsque l'on passe du premier état(chargement de combustible frais) au deuxième(chargement à l'équilibre), et ce, de trois façons : l'épuisement de l'uranium-235, surtout par fission, l'accumulation des produits de fission et l'accumulation de plutonium-239(un combustible fissile) [...]

Spanish

Save record 26

Record 27 - external organization data 2005-08-05

English

Subject field(s)
  • Properties of Fuels
  • Nuclear Physics
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Three significant changes are the depletion of the U-235, mostly by fission, the build-up of fission products, and the build-up of Pu 239 (a fissile fuel) ...

French

Domaine(s)
  • Propriétés des combustibles
  • Physique nucléaire
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La composition du combustible change radicalement lorsque l'on passe du premier état(chargement de combustible frais) au deuxième(chargement à l'équilibre), et ce, de trois façons : l'épuisement de l'uranium-235, surtout par fission, l'accumulation des produits de fission et l'accumulation de plutonium-239(un combustible fissile) [...]

Spanish

Save record 27

Record 28 - external organization data 2005-08-05

English

Subject field(s)
  • Properties of Fuels
  • Atomic Physics
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Three significant changes are the depletion of the U-235, mostly by fission, the build-up of fission products, and the build-up of Pu 239 (a fissile fuel) ...

French

Domaine(s)
  • Propriétés des combustibles
  • Physique atomique
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La composition du combustible change radicalement lorsque l'on passe du premier état(chargement de combustible frais) au deuxième(chargement à l'équilibre), et ce, de trois façons : l'épuisement de l'uranium-235, surtout par fission, l'accumulation des produits de fission et l'accumulation de plutonium-239(un combustible fissile) [...]

Spanish

Save record 28

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