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NEUTRON FLUX [12 fiches]

Fiche 1 2017-04-20

Anglais

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

… neutron flux measurement systems verification [uses] standard neutron flux measurement chains incorporated in the reactor protection and control system using asymptotic reactor period measurement during reload start-up tests.

Français

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

Suite d’éléments placés sur une voie de mesure permettant d’enregistrer le flux neutronique à l’aide de dispositifs adaptés.

CONT

La protection de la chaudière lors de variations rapides de la réactivité du réacteur est assurée par des chaînes neutroniques. Cette fonction est basée sur la mesure du flux de neutrons issus du cœur, qui est proportionnel à la puissance.

Espagnol

Conserver la fiche 1

Fiche 2 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 2

Fiche 3 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 3

Fiche 4 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 4

Fiche 5 2009-10-07

Anglais

Subject field(s)
  • Scientific Measurements and Analyses
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The operation of a nuclear reactor is usually monitored by neutron flux measuring instrumentation introduced into the core. This instrumentation consists of detectors which can be moved into different sites in the fuel charge during operation of the reactor. The detectors are connected to flux measuring apparatus situated in a measuring room inside the shielding enclosure. They are generally moved inside a plurality of guide tubes which penetrate into the core and which are closed at the end.

Français

Domaine(s)
  • Mesures et analyse (Sciences)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

On notera qu'il y a une mise en commun très significative de l'instrumentation de mesure des flux neutroniques entre les fonctions «contrôle» et «protection».

Espagnol

Conserver la fiche 5

Fiche 6 2009-06-16

Anglais

Subject field(s)
  • Scientific Instruments
  • Nuclear Fission Reactors

Français

Domaine(s)
  • Instruments scientifiques
  • Réacteurs nucléaires de fission

Espagnol

Conserver la fiche 6

Fiche 7 2008-11-07

Anglais

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

Electron, photon and neutron flux peak in electron-based target driven by 100MeV ...

Français

Domaine(s)
  • Physique radiologique et applications

Espagnol

Conserver la fiche 7

Fiche 8 2008-11-07

Anglais

Subject field(s)
  • Scientific Measurements and Analyses
  • Atomic Physics
CONT

Reference instrumentation. Periodical neutron flux map for checking the core conformity and calibrating the fixed incore nuclear instrumentation.

Français

Domaine(s)
  • Mesures et analyse (Sciences)
  • Physique atomique

Espagnol

Conserver la fiche 8

Fiche 9 - données d’organisme externe 2006-03-24

Anglais

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

Français

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

Espagnol

Conserver la fiche 9

Fiche 10 - données d’organisme externe 2005-08-24

Anglais

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

During normal, long-term operation, the exposure of the fuel to neutrons varies from place to place in the reactor. The fuelling engineer selects fuel replacement times and places to even out the availability of neutrons across the core. This is known as neutron flux flattening. The oldest fuel, which absorbs many neutrons uselessly, is left longer in areas of the core where the neutron flux tends to be high. Fresh fuel, which gives a higher rate of fission per neutron, is inserted into regions where the neutron flux is lower.

Français

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

Combustible appauvri et aplanissement du flux neutronique. [...] En cours de fonctionnement normal, sur une longue période, l'exposition du combustible aux neutrons varie d'un endroit à l'autre du réacteur. Pour égaliser la disponibilité des neutrons dans le coeur, l'ingénieur responsable de son alimentation choisit le moment où l'on remplacera des grappes et dans quel emplacement les insérera-t-on. Ce travail s'appelle l'aplanissement du flux. Parce que le combustible plus vieux absorbe inutilement un grand nombre de neutrons, on le laisse plus longtemps dans les régions du coeur où le flux de neutron est spontanément plus élevé. On insère le combustible frais, dont le nombre de fissions par neutron est plus élevé, dans les régions où le flux de neutron est moins élevé.

Espagnol

Conserver la fiche 10

Fiche 11 - données d’organisme externe 2002-03-27

Anglais

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

A scalar quantity expressing the concentration of neutrons around a point as the product of neutron density and speed, i.e., the number of neutrons passing through one square centimeter in any direction in one second.

Français

Domaine(s)
  • Chimie
  • Physique atomique
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Le flux de neutrons est le nombre de réactions par centimètre carré et par seconde, sur une cible contenant N noyaux par cm carré.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Química
  • Física atómica
  • Compartimiento - Comisión Canadiense de Seguridad Nuclear
Conserver la fiche 11

Fiche 12 1976-06-19

Anglais

Subject field(s)
  • Chemistry
  • Atomic Physics

Français

Domaine(s)
  • Chimie
  • Physique atomique

Espagnol

Conserver la fiche 12

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