TERMIUM Plus®

The Government of Canada’s terminology and linguistic data bank.

MATRICE COMBUSTIBLE [7 records]

Record 1 2017-04-13

English

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

In the most common type of high temperature reactor (HTR) fuel, tiny particles of nuclear fuel are coated with three or four layers of coatings which are impenetrable to fission products up to a temperature of 2000 celsius. About 20,000 particles, bonded with graphite are massed together to form a spherical fuel element with a diameter of about 6 centimeters. The high temperature reactor ... might contain 100,000 or more of these fuel elements.

CONT

The pebbles are ... designed to passively limit the amount of heat unleashed by the nuclear fission reactions that drive the reactor. The fissionable material is divided into groups of 100 million billion uranium-235 atoms scattered within a 0.5 mm sphere of uranium dioxide. That core is coated with four containment layers. ... Some 15,000 carbon-coated uranium dioxide kernels, looking like nuclear poppy seeds, are embedded in a tennis ball-size graphite and resin matrix. Graphite acts to slow the fission neutrons and so acts as an embedded moderator. The matrix is then encased in a 5 mm pure carbon shell, sintered, annealed, and machined to a uniform diameter of 6 cm.

French

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Les particules [de combustible] sont agglomérées au moyen d’une matrice carbonée de manière à former des corps sphériques [...] aisément manipulables. [...] le combustible est sous forme de boulets de 60 mm de diamètre, ayant une écorce de 5 mm sans particule, chargés en vrac dans le cœur [du réacteur qui] est formé par un très grand nombre de boulets(675 000 pour [un réacteur] THTR [thorium high temperature reactor] de 300 MW de puissance électrique). L'ensemble de ces boulets est contenu dans une large trémie en graphite, faisant office de réflecteur, munie au sommet d’un couvercle de même matière, et d’un(ou plusieurs) trou d’évacuation des combustibles à la base.

CONT

Chaque boulet mesure environ 60 mm de diamètre et renferme environ 11 500 particules. L’extérieur du boulet, sur 5 mm, ne contient pas de particule, renforçant ainsi le confinement des matières radioactives dans la matrice de graphite. Le cœur du réacteur sera constitué par un empilement de plusieurs centaines de milliers de boulets.

Spanish

Save record 1

Record 2 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 2

Record 3 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 3

Record 4 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 4

Record 5 - external organization data 2010-09-27

English

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

The fuel pellet is the first barrier to fission product release. The ceramic matrix of UO2 holds about 95% of the fission products.

French

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

[...] solides cristallins élaborés à haute température à partir des déchets et d’autres composés (oxydes, silicates, phosphates) de telle façon que les radionucléides fassent cristalline.

CONT

La pastille de combustible est la première barrière contre le rejet de produits de fission. La matrice céramique du UO2 retient 95 % des produits de fission.

Spanish

Save record 5

Record 6 2009-10-10

English

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

Concentration profiles of Cs, Eu and Sr in the outer fuel free shell of an AVR pebble fuel element (17.6% fima, initial U-235/total heavy metal ratio = 0.17).

French

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

Mise en forme de l'élément Combustible. La réalisation de l'élément combustible consiste à disperser le plus régulièrement possible les particules dans une matrice de graphite. Cette matrice est :-soit cylindrique, dans le cas du concept à blocs prismatiques et compacts;-soit sphérique, dans le cas du concept à boulets. La hauteur d’un compact est de 50 mm environ pour un diamètre de l'ordre de 12 mm. Chaque compact contient de 2 000 à 6 000 particules environ. Le diamètre des boulets allemands est de l'ordre de 60 mm. Le combustible sous forme de boulet(combustible du PBMR) est formé d’une zone externe corticale d’environ 5 mm d’épaisseur ne contenant pas de particules et d’une partie interne qui contient environ 12 000 particules.

CONT

Les deux procédés de référence sont : - l’injection à chaud [...] - le pressage à chaud, utilisé notamment par les Allemands pour la fabrication des boulets de l’AVR et du THTR (réacteur industriel prototype allemand arrêté en 1989 [...]

Spanish

Save record 6

Record 7 2002-05-16

English

Subject field(s)
  • Solid Fossil Fuels
  • Economic Geology
CONT

The more mature coals having a lower water content and a higher percentage of combustible matter than the less mature coals.

French

Domaine(s)
  • Combustibles fossiles solides
  • Géologie économique
CONT

À partir des teneurs en CO et CO2, ainsi que du débit du gaz, il est possible de calculer la quantité totale de carbone brûlé au cours d’une [certaine] expérience; cette quantité rapportée à 100 g de support minéral définit le «pourcentage combustible» qui dépend des conditions opératoires et des caractéristiques de l'huile et de la matrice.

Spanish

Save record 7

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