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NEUTRON FLUX DENSITY [39 fiches]

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Liste alphabétique des termes

Fiche 1 2016-11-23

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Mathematics
DEF

In transport theory, a mathematical technique which allows integral parameters of a structure(for example, reflection coefficients) to be obtained without giving a detailed description of the neutron flux density in the structure.

OBS

invariant imbedding: term standardized by ISO.

OBS

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

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
  • Mathématiques
DEF

Technique mathématique dans la théorie du transport qui permet d'obtenir des paramètres d'intégration relatifs à une structure (par exemple coefficients de réflexion) sans donner une description détaillée du débit de fluence de neutrons dans la structure.

OBS

immersion invariante : terme normalisé par l'ISO.

OBS

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

Espagnol

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Fiche 2 2015-05-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
DEF

A model for the calculation of effective thermal cross-sections based on the assumption of a neutron flux density per unit energy interval that is Maxwellian for thermal neutrons and varies inversely with energy for epithermal neutrons.

OBS

Westcott model: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
DEF

Modèle utilisé pour le calcul de la section efficace thermique effective, dans lequel le débit de fluence de neutrons par intervalle unitaire d'énergie est maxwellien pour les neutrons thermiques et inversement proportionnel à l'énergie pour les neutrons épithermiques.

OBS

modèle de Westcott : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 2

Fiche 3 2015-05-08

Anglais

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

A neutron source placed in a subcritical reactor in order to increase the neutron flux density and thereby facilitate the taking of measurements during the approach to criticality.

OBS

start-up neutron source: term and definition standardized by ISO.

Terme(s)-clé(s)
  • startup neutron source

Français

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

Source de neutrons placée dans un réacteur sous-critique pour augmenter le débit de fluence neutronique et par suite faciliter les mesures pendant l'approche de la criticité.

OBS

source de neutrons de démarrage : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 3

Fiche 4 2015-04-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The compensation of long-term changes in reactivity and neutron flux density distribution.

OBS

shimming: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Compensation des variations à long terme de la réactivité et de la distribution du débit de fluence neutronique dans un réacteur.

OBS

compensation : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 4

Fiche 5 2015-04-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The fluctuations in neutron flux density, and hence in power, in a nuclear reactor caused by the stochastic nature of the nuclear processes or by random fluctuations in mechanical or hydrodynamic processes having a bearing on reactivity.

OBS

reactor noise: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Dans un réacteur nucléaire, fluctuations de la densité de flux de neutrons, et par conséquent de la puissance, provoquées par la nature stochastique des processus nucléaires ou par les fluctuations aléatoires dans les processus mécaniques ou hydrodynamiques qui ont une influence sur la réactivité.

OBS

bruit d'un réacteur : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 5

Fiche 6 2015-04-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A control member used to compensate for long-term changes in reactivity and in the distribution of neutron flux density in a reactor.

OBS

shim member; shim element: terms and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Élément de commande utilisé pour compenser les changements à long terme de la réactivité et de la distribution de la densité de flux des neutrons dans un réacteur.

OBS

élément de compensation : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 6

Fiche 7 2015-04-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The range of reactor power within which a supplementary neutron source is required to facilitate the measurement of neutron flux density.

OBS

source range: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Domaine du niveau de puissance d'un réacteur dans lequel il est nécessaire d'ajouter une source de neutrons pour faciliter la mesure de la densité de flux des neutrons.

OBS

domaine des sources : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 7

Fiche 8 2015-04-29

Anglais

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

The oscillations in the power level in localized parts of a large reactor, due to the dependence of the xenon poisoning on the thermal neutron flux density.

OBS

xenon instability: term and definition standardized by ISO.

Français

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

Oscillations du niveau de puissance en certains points d'un grand réacteur, dues au fait que l'empoisonnement xénon dépend de la densité de flux de neutrons thermiques.

OBS

instabilité xénon : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 8

Fiche 9 2015-04-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
DEF

A body of moderator, usually graphite, which contains a neutron source and in which the neutron flux density at specified positions has been carefully determined and can be used as a standard.

OBS

standard pile: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
DEF

Milieu modérateur, généralement du graphite, contenant une source de neutrons, dans lequel le débit de fluence neutronique a été soigneusement déterminé en des positions données, et qui peut servir d'étalon.

OBS

empilement étalon : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 9

Fiche 10 2015-04-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
DEF

A theory for the calculation of neutron attenuation in certain radiation shield materials treating the attenuation process in two steps : initially, a source of first-collision neutrons is determined by means of removal cross-sections; then, the resulting neutron flux density is calculated by diffusion theory.

OBS

removal-diffusion theory: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
DEF

Théorie pour le calcul de l'atténuation neutronique dans certains matériaux écrans traitant le processus d'atténuation en deux étapes : d'abord une source de neutrons de première collision est déterminée au moyen des sections efficaces de déplacement, ensuite le débit de fluence neutronique résultant est calculé par la théorie de la diffusion.

OBS

théorie de déplacement-diffusion : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 10

Fiche 11 2015-04-28

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

The distance beyond the boundary of a medium to a point at which the tangent to the asymptotic neutron flux density at the boundary goes to zero in the one-group theory of neutron transport.

OBS

The asymptotic flux density is the flux density far from boundaries, localized sources, and localized absorbers.

OBS

linear extrapolation distance; augmentation distance: terms and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
DEF

Dans la théorie à un groupe du transport des neutrons, distance de la limite d'un milieu au point où la distribution de la densité de flux neutronique asymptotique s'annulerait si elle était représentée au-delà du milieu par la tangente menée en un point de cette limite à la courbe de distribution de la densité asymptotique du flux neutronique dans le milieu.

OBS

La densité de flux asymptotique est la densité de flux loin des limites, des sources localisées et des absorbeurs localisés.

OBS

distance d'extrapolation linéaire : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 11

Fiche 12 2015-04-28

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

Referring to the local variation of a lattice parameter(for example neutron flux density) inside a reactor cell.

OBS

microscopic: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

[Qualifie] la variation locale d'un paramètre de réacteur (par exemple le débit de fluence neutronique) à l'intérieur d'une cellule de réacteur.

OBS

microscopique : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 12

Fiche 13 2015-04-24

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A region of moderator material inside a(usually undermoderated) reactor core, which causes an increase in the local thermal neutron flux density.

OBS

flux trap: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Région constituée de matériau modérateur, à l'intérieur du cœur d'un réacteur (en général sous-modéré) et qui provoque localement une augmentation du débit de fluence des neutrons thermiques.

OBS

piège à flux : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 13

Fiche 14 2015-04-24

Anglais

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

An experiment, performed with a subcritical assembly of reactor materials, and an independent neutron source, used to determine the neutron characteristics of a configuration of these materials in which the neutron flux density in the assembly decreases exponentially with distance from the boundary adjacent to the source with the usual placement of the neutron source(i. e. thermal neutrons introduced through one face of a cube or end of a cylinder).

OBS

exponential experiment: term and definition standardized by ISO.

Français

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

Expérience réalisée avec un assemblage sous-critique de matériaux de réacteur et une source indépendante de neutrons, pour déterminer les caractéristiques d'une configuration de ces matériaux; avec la disposition habituelle de la source de neutrons (c'est-à-dire les neutrons thermiques étant introduits à travers une face d'un cube ou une extrémité d'un cylindre), la densité de flux de neutrons dans l'assemblage décroît exponentiellement avec la distance à partir de la limite adjacente à la source.

OBS

expérience exponentielle : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 14

Fiche 15 2015-04-24

Anglais

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

The ratio of the average neutron flux density in a material to that in the fuel in a reactor cell.

OBS

Usually, the term refers to the thermal neutron flux density and to the moderator.

OBS

disadvantage factor: term and definition standardized by ISO.

Français

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

Dans une cellule de réacteur, rapport de la densité de flux de neutrons moyenne dans un matériau à celle dans le combustible.

OBS

Généralement, le terme se rapporte à la densité de flux de neutrons thermiques et au modérateur.

OBS

facteur de désavantage : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 15

Fiche 16 2015-04-24

Anglais

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.

Français

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.

Espagnol

Conserver la fiche 16

Fiche 17 2015-04-24

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Nuclear Power Stations
DEF

The average asymptotic number of neutrons in a critical system descended from a neutron of a given position and velocity.

OBS

It is proportional to the adjoint of the neutron flux density.

OBS

importance function: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
  • Centrales nucléaires
DEF

Nombre moyen asymptotique de neutrons dans un système critique descendant d'un neutron de position et de vitesse données.

OBS

Elle est proportionnelle à l'adjoint de la densité de flux neutronique.

OBS

fonction importance : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 17

Fiche 18 2015-04-24

Anglais

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

The ratio of the maximum local value of the neutron flux density to its mean value in a reactor core.

OBS

flux peaking factor: term and definition standardized by ISO.

Français

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

Rapport de la valeur locale maximale du débit de fluence de neutrons à sa valeur moyenne dans le cœur d'un réacteur.

OBS

facteur de forme du flux neutronique : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 18

Fiche 19 2015-04-24

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

The proportionality factor between neutron current density and the negative gradient of the neutron flux density.

OBS

diffusion coefficient for neutron flux density : term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
DEF

Facteur de proportionnalité entre la densité du courant de neutrons et l'opposé du gradient de la densité de flux de neutrons.

OBS

coefficient de diffusion pour la densité de flux de neutrons : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 19

Fiche 20 2014-12-30

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

The solution of the adjoint diffusion or transport equation.

OBS

adjoint flux; adjoint of the neutron flux density : terms and definition standardized by ISO in 1997.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
DEF

Solution de l'équation adjointe de la diffusion ou du transport.

OBS

flux adjoint; adjoint de la densité de flux neutronique : termes et définition normalisés par l'ISO en 1997.

Espagnol

Conserver la fiche 20

Fiche 21 2014-06-12

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

A fictitious flux density equal to the product of the total number of neutrons per cubic metre and a neutron speed of 2 200 m/s [metre per second. ]

OBS

2 200 m/s flux density; conventional flux density: terms and definition standardized by ISO.

Terme(s)-clé(s)
  • 2 200 metre per second flux density
  • 2 200 meter per second flux density
  • 2200 metre per second flux density
  • 2200 meter per second flux density

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
DEF

Densité de flux fictive égale au produit du nombre total des neutrons par mètre cube, par une vitesse des neutrons de 2 200 m/s [mètres par seconde].

OBS

densité de flux de 2 200 m/s; densité de flux conventionnelle : termes et définition normalisés par l'ISO.

Terme(s)-clé(s)
  • densité de flux de 2 200 mètres par seconde
  • densité de flux de 2200 mètres par seconde

Espagnol

Conserver la fiche 21

Fiche 22 2014-06-10

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
Universal entry(ies)
t(E)
symbole
DEF

One-sixth of the normalized second spatial moment of the neutron flux density(flux age) at energy E, or of the neutron slowing-down density past energy E(slowing-down age), for a point isotropic neutron source...

OBS

age: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
Entrée(s) universelle(s)
t(E)
symbole
DEF

Le sixième du moment quadratique spatial normalisé du débit de fluence neutronique à l'énergie E (âge du flux) ou de la densité de ralentissement des neutrons au-delà de l'énergie E (âge de ralentissement) pour une source ponctuelle et isotrope [...]

OBS

âge : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 22

Fiche 23 2014-06-10

Anglais

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

The range of reactor power within which a particle counter is used for adequate measurement of the neutron flux density.

OBS

counter range: term and definition standardized by ISO.

Français

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

Domaine de niveau de puissance d'un réacteur dans lequel un compteur de particules est nécessaire pour une mesure convenable de la densité de flux de neutrons.

OBS

domaine de comptage : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 23

Fiche 24 2014-06-05

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

The distance beyond the boundary of a medium to a point at which the asymptotic neutron flux density would go to zero if it were represented by the same function as within the boundary in the one-group theory of neutron transport.

OBS

The asymptotic flux density is the flux density far from boundaries, localized sources, and localized absorbers.

OBS

extrapolation distance; augmentation distance: terms and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
DEF

Dans la théorie à un groupe du transport des neutrons, distance de la limite d'un milieu jusqu'au point extérieur à cette limite où la densité de flux neutronique asymptotique s'annulerait si elle était représentée par la même fonction qu'en deçà de la limite.

OBS

La densité de flux asymptotique est la densité de flux loin des limites, des sources localisées et des absorbeurs localisés.

OBS

longueur extrapolée : terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 24

Fiche 25 2013-10-02

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
DEF

A method for calculating the attenuation of neutron and gamma-radiation by using the transport equation to determine spatial moments of particle flux density.

OBS

mean range: term and definition standardized by ISO in 1997.

Français

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
DEF

Méthode de calcul de l'atténuation de rayonnements neutroniques et gamma utilisant l'équation du transport pour déterminer les moments spatiaux du débit de fluence de particules.

OBS

méthode des moments : terme et définition normalisés par l'ISO en 1997.

Espagnol

Conserver la fiche 25

Fiche 26 2010-12-15

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
DEF

At a given point in space, the number of neutrons incident on a small sphere in a time interval divided by cross sectional area of that sphere and by the time interval.

CONT

Neutron flux density is the number of neutrons passing through a one square centimeter flat sheet per second in any direction.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
CONT

Le débit de fluence est le nombre de neutrons traversant une surface plane de un centimètre carré par seconde, dans n'importe quelle direction.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Física atómica
Conserver la fiche 26

Fiche 27 2009-09-18

Anglais

Subject field(s)
  • Mechanical Components
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Plant Safety
CONT

The Movable In-Core Instrumentation System is an automated, three-dimensional method of measuring reactor core neutron flux density. Flux maps are produced by successively passing a neutron-sensitive detector axially through the reactor core.

Français

Domaine(s)
  • Composants mécaniques
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Sûreté des centrales nucléaires

Espagnol

Conserver la fiche 27

Fiche 28 2009-09-09

Anglais

Subject field(s)
  • Measuring Instruments (Engineering)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

A self-powered neutron detector has a neutron-sensitive emitter, a collector enclosing this emitter and insulation between these two components. When irradiated by neutrons, the emitter generates Compton electrons so that a current is produced between the emitter and electrode and which may be used with a current-measuring device to provide a readout. The emitter is enclosed and electrically connected with a metal which is substantially neutron-insensitive so that the detector provides a substantially true and prompt signal accurately reflecting the neutron flux density received by the detector.

Français

Domaine(s)
  • Instruments de mesure (Ingénierie)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

développement de collectrons chemisés [...] Le CEA [Commissariat à l'énergie atomique] a travaillé sur les collectrons cobalt, qui sont intrinsèquement rapides, et a cherché à diminuer l'influence des rayonnements b et g incidents [...]. Pour ce faire, l'émetteur est chemisé avec un matériau de revêtement en acier. De plus ce chemisage joue le rôle d'écran vis-à-vis des électrons parasites nés dans l'émetteur : sa masse surfacique est calculée pour absorber les rayonnements b de faible énergie et ne laisser passer que les électrons prompts qui sont à haute énergie.

Espagnol

Conserver la fiche 28

Fiche 29 2009-03-01

Anglais

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

Time required for the neutron flux density in a reactor to change by a factor e [=2. 718... ] when the flux density is rising or falling exponentially. [Definition standardized by ISO. ]

Terme(s)-clé(s)
  • time constant
  • period

Français

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

Temps nécessaire pour que la densité de flux de neutrons dans un réacteur varie d'un facteur e [= 2,718...] lorsque le flux augmente ou diminue de façon exponentielle. [Définition normalisée par l'ISO.]

Terme(s)-clé(s)
  • constante de temps

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Reactores nucleares de fisión
  • Física atómica
  • Centrales nucleares
Conserver la fiche 29

Fiche 30 2008-09-04

Anglais

Subject field(s)
  • Mechanical Components
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

An assembly designed to perform the automatic regulation of a quantity which is characteristic of the power of the reactor, such as the neutron flux density or any other quantity for which regulation is desired, and, in certain conditions, to change automatically the value of this quantity.

Français

Domaine(s)
  • Composants mécaniques
  • Réacteurs nucléaires de fission

Espagnol

Conserver la fiche 30

Fiche 31 2008-06-25

Anglais

Subject field(s)
  • Security Devices
  • Atomic Physics
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A self-contained device designed to respond to excessive temperature or neutron flux density in a reactor and to act to reduce the reaction rate to a safe level.

OBS

The device may or may not contain stored energy to facilitate its operation.

Français

Domaine(s)
  • Dispositifs de sécurité
  • Physique atomique
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Dispositif autonome destiné à intervenir lors d'une élévation excessive de la température ou de la densité de flux de neutrons dans un réacteur en agissant de façon à ramener le taux de réaction à un niveau assurant la sécurité.

OBS

Ce dispositif peut contenir ou ne pas contenir de l'énergie emmagasinée en vue d'en faciliter le fonctionnement.

Espagnol

Conserver la fiche 31

Fiche 32 2002-11-21

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

Refers to the overall distribution of a reactor parameter(for example, neutron flux density) with the local variations across a reactor cell averaged.

OBS

"Macroscopic" has been standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Qualificatif s'appliquant à la distribution d'ensemble d'un paramètre de réacteur (par exemple la densité de flux neutronique) avec pondération des variations locales dans une cellule de réacteur.

OBS

«Macroscopique» a été normalisé par l'ISO.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Ciencia y tecnología nucleares
  • Reactores nucleares de fisión
Conserver la fiche 32

Fiche 33 - données d’organisme externe 2002-03-27

Anglais

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

The range of power within which reactor control is primarily based upon measurement of temperature or neutron flux density rather than time constant(period).

OBS

Term and definition standardized by ISO.

Français

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

Domaine du niveau de puissance dans lequel la commande du réacteur est basée principalement sur des mesures de température ou de densité de flux de neutrons plutôt que de constante de temps (période).

OBS

Terme et définition normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 33

Fiche 34 1999-01-27

Anglais

Subject field(s)
  • CBRNE Operations
  • CBRNE Weapons
DEF

A device used to determine neutron flux or density by virtue of the radioactivity induced in it as a result of neutron capture.

OBS

activation detector: term and definition standardized by NATO

Français

Domaine(s)
  • Opérations CBRNE
  • Armes CBRNE
DEF

Appareil indiquant soit le passage d'un flux de neutrons, soit l'intensité de celui-ci grâce aux effets électromagnétiques que les particules exercent sur la matière traversée.

OBS

détecteur de neutrons par activation : terme et définition normalisés par l'OTAN.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Operaciones QBRNE
  • Armas QBRNE
DEF

Aparato empleado para determinar, el flujo de neutrones, o su densidad, en función de la radiactividad inducida en el mismo, como consecuencia de captura de neutrones.

Conserver la fiche 34

Fiche 35 1992-12-11

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Nuclear Science and Technology
DEF

The local reduction of the particle flux density due to the presence of a nearby absorber. When applied in reactor theory, it is the reduction of the neutron absorption in an absorber due to the proximity of another absorber.

OBS

"Shadowing": Term standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

Réduction locale du débit de fluence de particules par suite de la proximité d'un absorbeur. En théorie des réacteurs, il s'agit de la réduction de l'absorption des neutrons par un absorbeur par suite de la proximité d'un autre absorbeur.

OBS

Terme normalisé par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 35

Fiche 36 1992-12-03

Anglais

Subject field(s)
  • Physics
DEF

The microscopic variation of a reactor quantity(for example, neutron flux density) inside a reactor cell.

OBS

Term standardized by ISO and ANSI.

Français

Domaine(s)
  • Physique
DEF

Variation microscopique d'une grandeur relative à un réacteur (par exemple le débit de fluence neutronique) à l'intérieur d'une cellule de réacteur.

OBS

Terme normalisé par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 36

Fiche 37 1992-12-02

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
  • Nuclear Fission Reactors
  • Aircraft Propulsion Systems
DEF

An effective cross section ascribed to a material inserted between a fission neutron source and a thick hydrogenous medium. It is used in the calculation of the relaxation length of the fast neutron flux density in a thick shield.

OBS

Term standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Propulsion des aéronefs
DEF

section efficace effective attribuée à un matériaux interposé entre une source de neutrons de fission et un milieu hydrogéné de grande épaisseur.

OBS

Terme normalisé par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 37

Fiche 38 1992-11-27

Anglais

Subject field(s)
  • Physics
  • Atomic Physics
DEF

An approximate method for solving the transport equation, related to the spherical harmonics method and based on two expansions of the angular dependence of the differential particle flux density, one in the forward direction and one in the backward direction. This method is used mainly when there is a marked change of neutron characteristics across a boundary.

OBS

"Double spherical harmonics method" and "Yvon’s method" have been standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique
  • Physique atomique
DEF

Méthode approchée de résolution de l'équation du transport, analogue à la méthode des harmoniques sphériques et fondée sur deux développements du débit de fluence différentiel en fonction de l'angle, dans deux directions opposées. Cette méthode est surtout utilisée lorsque les caractéristiques neutroniques présentent un changement marqué au passage d'une frontière.

OBS

"Méthode des doubles harmoniques sphériques" et "méthode d'Yvon" ont été normalisés par l'ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 38

Fiche 39 1980-11-21

Anglais

Subject field(s)
  • Atomic Physics
OBS

The resonance integral in which the cross section is replaced by an effective cross section and which gives the true reaction rate when the flux density does not vary inversely as the neutron energy.

Français

Domaine(s)
  • Physique atomique
OBS

Intégrale de résonance dans laquelle la section efficace est remplacée par une section efficace effective, et qui donne le vrai taux de réaction lorsque la densité de flux neutronique varie autrement que selon la loi de l'inverse de l'énergie des neutrons.

Espagnol

Conserver la fiche 39

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