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GAINE COMBUSTIBLE [58 fiches]

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Liste alphabétique des termes

Fiche 1 2023-02-27

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Gaine de combustible comportant un revêtement extérieur micrométrique qui la rend plus résistante, notamment en ralentissant sa corrosion.

OBS

gaine revêtue : désignation et définition publiées au Journal officiel de la République française le 5 septembre 2021.

Espagnol

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Fiche 2 2021-01-27

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
CONT

The basic safety criterion – the maintenance of fuel rod integrity – is not affected by new design changes ...

OBS

safety criteria: plural.

Terme(s)-clé(s)
  • safety criteria

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
DEF

Condition à laquelle doivent satisfaire une ou plusieurs grandeurs physiques afin de garantir le respect d’une exigence de sûreté.

CONT

Un critère de sûreté habituellement associé à l'exigence de maintien de l'intégrité de la gaine de combustible en cas d’accident est que sa température reste inférieure à 1 204 °C.

OBS

critère de sûreté : désignation et définition publiées au Journal officiel de la République française le 2 septembre 2020.

Espagnol

Conserver la fiche 2

Fiche 3 2017-10-06

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
  • Properties of Fuels
DEF

A small body of fuel, often cylindrical, designed to be stacked in a can to form a fuel element.

OBS

fuel pellet: term and definition standardized by ISO in 1997.

Français

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
  • Propriétés des combustibles
DEF

Petite quantité de combustible, mise sous forme souvent cylindrique et conçue pour être empilée dans une gaine pour former un élément combustible.

OBS

pastille de combustible : terme et définition normalisés par l’ISO en 1997.

OBS

pastille de combustible; pastille : termes publiés au Journal officiel de la République française le 30 septembre 2017.

CONT

pastille de combustible; compact : termes extraits du Glossaire de l’énergie nucléaire anglais/français et reproduit avec l’autorisation de l’OCDE [Organisation de coopération et de développement économiques].

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Ciencia y tecnología nucleares
  • Propiedades de los combustibles
DEF

Porción de combustible nuclear cerámico, de forma cilíndrica y pequeñas dimensiones. Su altura suele ser del orden de un centímetro. Se obtiene prensando y tratando a altas temperaturas polvo de óxido del material fisionable.

CONT

Para el funcionamiento de la mayor parte de los reactores nucleares se utiliza un combustible llamado uranio enriquecido. A este mineral se le someta a diferentes procesos para lograr que llegue a contener aproximadamente el 3% de núcleos de uranio 235, que son los que darán lugar a la reacción en cadena. El combustible nuclear se prepara en forma de pastillas. Estas pastillas de combustible se colocan en unos tubos inoxidables y después en el núcleo del reactor.

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Fiche 4 2017-04-20

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The condition in which a substantial degree of rupture and oxidation of the fuel cladding and possibly some melting of the fuel has occurred.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Situation caractérisée par un degré élevé de dislocation et d’oxydation de la gaine du combustible et éventuellement par une fusion partielle du combustible.

Espagnol

Conserver la fiche 4

Fiche 5 2017-04-13

Anglais

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.

Français

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.

Espagnol

Conserver la fiche 5

Fiche 6 2017-04-12

Anglais

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

[In a nuclear reactor], the ratio of the heat flux ratio (DNBR) required to cause departure from nucleate boiling (DNB) to the actual channel heat flux for given conditions.

Français

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

Dans le cœur d’un réacteur nucléaire à fluide caloporteur liquide, rapport entre le flux critique et le flux thermique réel en un point donné de la surface d’une gaine de combustible.

OBS

Ce rapport, utilisé dans les études de conception thermohydraulique et dans celles de sûreté des réacteurs nucléaires, permet d’estimer la marge par rapport à la crise d’ébullition.

Espagnol

Conserver la fiche 6

Fiche 7 2017-03-30

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

An accident in a nuclear reactor in which the fuel overheats and melts the reactor core or shielding.

OBS

meltdown: term commonly used for either the complete or partial collapse of a nuclear reactor's core.

OBS

core meltdown accident; CMA: term and abbreviation extracted from the “Glossaire de l’énergie nucléaire” and reproduced with permission of the Organisation for Economic Co-operation and Development.

Terme(s)-clé(s)
  • melt down
  • nuclear melt down
  • core melt down accident
  • core melt down
  • melt down accident

Français

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

[Accident] au cours duquel le combustible [d’un] réacteur [nucléaire] est significativement dégradé avec [la] fusion plus ou moins étendue du cœur du réacteur.

CONT

La fusion du cœur d’un réacteur nucléaire survient lorsque les crayons de combustible nucléaire, qui contiennent l’uranium ou le plutonium ainsi que des produits de fission hautement radioactifs, commencent à surchauffer puis à fondre à l’intérieur du réacteur. Elle se produit en particulier lorsqu’un réacteur nucléaire cesse d’être correctement refroidi.

OBS

fusion du cœur : terme qui regroupe à la fois des situations conduisant à une simple rupture de gaine et des situations conduisant à une fusion totale du combustible.

OBS

fusion du cœur : terme entériné par le Comité de linguistique de Radio-Canada et le Secrétariat d’État du Canada.

OBS

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

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Seguridad de las centrales nucleares
  • Reactores nucleares de fisión
DEF

Daño grave del núcleo del reactor debido a un sobrecalentamiento.

CONT

La fusión del núcleo se produce cuando un fallo grave del sistema de la central impide la adecuada refrigeración del núcleo del reactor. Sin esa refrigeración, los soportes que contienen el combustible nuclear se recalientan hasta llegar a derretirse. Tal situación supone un gran peligro dado que existe el riesgo de que el material radiactivo (el combustible nuclear) sea emitido a la atmósfera. Asimismo, la fusión del núcleo hace al reactor inestable hasta que sea reparado.

OBS

No confundir con fusión nuclear, que es la reacción entre núcleos de átomos ligeros que conduce a la formación de otro núcleo más pesado, en un proceso que va acompañado de la emisión de partículas elementales y de energía.

Conserver la fiche 7

Fiche 8 2016-11-30

Anglais

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

The UK successor to the Magnox reactor using enriched uranium oxide fuel canned in stainless steel with graphite moderator.

Terme(s)-clé(s)
  • advanced gas cooled graphite moderated reactor
  • AGR reactor

Français

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

Nom d’une filière de réacteurs développée en Grande-Bretagne et dans laquelle le gaz caloporteur sort à plus de 650 °C.

OBS

Combustible : uranium enrichi à 2, 2 %. Gaine : acier inoxydable. Modérateur : graphite. Caloporteur : CO2.

OBS

RARG : abréviation extraite du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduit avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Reactores nucleares de fisión
  • Centrales nucleares
Conserver la fiche 8

Fiche 9 2016-11-30

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Plant Safety
  • Radiation Protection
DEF

A can which resists the pressure of the coolant without being supported by the fuel.

CONT

The fuel cladding can be designed to be collapsible or free standing when subjected to the coolant operating pressure. Free standing cladding can undergo long term deformation (creep deformation) under external pressure, leading to a decrease in the radial gap between the cladding and fuel.

OBS

free-standing cladding: term and definition standardized by ISO in 1997.

OBS

free-standing cladding: 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)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Radioprotection
DEF

Gaine résistant à la pression du liquide de refroidissement sans prendre appui sur le combustible.

OBS

gaine libre : terme et définition normalisés par l’ISO en 1997.

OBS

gaine libre; gaine autoporteuse : termes extraits du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduits avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.

Espagnol

Conserver la fiche 9

Fiche 10 2016-11-30

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Plant Safety
  • Radiation Protection
DEF

A fuel element cladding designed to achieve direct contact with the fuel under pressure of the coolant.

CONT

The fuel cladding can be designed to be collapsible or free standing when subjected to the coolant operating pressure.

OBS

collapsible cladding: term and definition standardized by ISO in 1997.

OBS

collapsible cladding: 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)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Radioprotection
DEF

Gaine d’élément combustible prévue pour réaliser un contact direct avec le combustible sous l'effet de la pression du fluide de refroidissement.

OBS

gaine non résistante : terme et définition normalisés par l’ISO en 1997.

OBS

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

Espagnol

Conserver la fiche 10

Fiche 11 2016-11-23

Anglais

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

Fuel-rod failures by pellet-cladding-interaction (PCI) occur during a power transient as a result of stresses developed by fuel-pellet expansion in the presence of an aggressive fission-product environment.

OBS

pellet-clad interaction; PCI: term and abbreviation extracted from the “Glossaire de l’énergie nucléaire” and reproduced with permission of the Organisation for Economic Co-operation and Development.

Terme(s)-clé(s)
  • fuel pellet-clad interaction
  • cladding-pellet interaction
  • clad-pellet interaction

Français

Domaine(s)
  • Altération des métaux
  • Propriétés des combustibles
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Contact entre une pastille de combustible et la gaine d’un crayon, qui, lors de variations de puissance, crée des contraintes mécaniques pouvant elles-mêmes entraîner la fissuration de la gaine.

OBS

interaction pastille-gaine : terme et définition publiés au Journal officiel de la République française le 21 décembre 2013.

OBS

interaction pastille-gaine : terme extrait du «Glossaire de l’énergie nucléaire» et reproduit avec l’autorisation de l’Organisation de coopération et de développement économiques.

Espagnol

Conserver la fiche 11

Fiche 12 2015-04-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The penetration of water into a fuel element through a flaw in the can or cladding.

OBS

waterlogging: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Pénétration d’eau dans un élément combustible par un défaut de la gaine.

OBS

pénétration d’eau : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 12

Fiche 13 2015-04-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A gradually increasing deformation of the cladding due to the repeated expansion of fuel during the increase and decrease of reactor power.

OBS

ratcheting: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Déformation graduelle d’une gaine due à la dilatation répétée du combustible pendant les augmentations et les diminutions de la puissance d’un réacteur.

OBS

rochetage : terme et défiintion normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 13

Fiche 14 2015-04-29

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A fuel element which has been pressurized with gas in order to prevent the cladding from collapsing on the fuel under external pressure.

OBS

prepressurized fuel: term and definition standardized by ISO.

Terme(s)-clé(s)
  • pre-pressurized fuel

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Élément combustible qui a été mis sous pression par un gaz afin de prévenir l'écrasement de la gaine sur le combustible sous l'effet de la pression extérieure.

OBS

combustible sous pression : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 14

Fiche 15 2015-04-24

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The ratio between the critical heat flux and the actual surface power density for a given point on the fuel cladding.

OBS

DNB: departure from nucleate boiling.

OBS

DNB ratio: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Pour un point donné d’une gaine de combustible, rapport entre le flux de caléfaction et la puissance surfacique réelle.

OBS

marge de caléfaction : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 15

Fiche 16 2015-04-24

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Physics
DEF

A very rapid failure in the cladding of a fuel element.

OBS

fast burst: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Physique nucléaire
DEF

Défaut qui se développe très rapidement dans la gaine d’un élément combustible.

OBS

rupture brutale de gaine : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 16

Fiche 17 2015-04-17

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Power Stations
DEF

Rod-shaped fuel element.

CONT

The fuel rods, made of the fissionable material, are usually alloyed with other metals to minimize corrosion and maximize heat conductivity and strength.

CONT

... one type of fuel assembly contains 264 fuel rods, and 193 fuel assemblies are used for the 3411-MW-thermal, four-loop plant. The outside diameter of the fuel rods is .374 in. (9.5 mm).

OBS

The term "fuel rod" has been standardized by ISO and the International Electrotechnical Commission.

Français

Domaine(s)
  • Centrales nucléaires
DEF

Ensemble de barreaux de combustible empilés, ou barreau de grandes dimensions, généralement contenu dans une gaine.

OBS

D’après les ouvrages unilingues consultés, le terme « barre de combustible » s’emploie plus souvent que « cartouche de combustible ».

OBS

barre de combustible : terme normalisé par la Commission électrotechnique internationale et par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 17

Fiche 18 2014-12-22

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
DEF

A phenomenon whereby a coolant at or below saturation temperature forms a thin layer of steam over the fuel cladding.

OBS

film boiling: term and definition standardized by ISO in 1997.

Français

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

Phénomème où un fluide de refroidissement à la température de saturation ou près de celle-ci forme une mince pellicule de vapeur le long de la gaine de combustible.

OBS

ébullition en couche mince : terme et définition normalisés par l’ISO en 1997.

OBS

caléfaction : terme publié au Journal officiel de la République française le 22 septembre 2000.

Espagnol

Conserver la fiche 18

Fiche 19 2014-06-10

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

The deformation of ceramic fuel pellets due to strong temperature gradients in the fuel.

OBS

Bulge formation at the ends of a fuel pellet may cause "bamboo ridges" on the cladding.

OBS

circumferential ridging: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Déformation des pastilles de combustible céramique due à de forts gradients de température dans le combustible.

OBS

L'apparition de renflements aux extrémités d’une pastille de combustible peut provoquer des bourrelets dans la gaine comme sur une tige de bambou.

OBS

effet bambou : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 19

Fiche 20 2014-06-10

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
DEF

The material effecting the intimate contact between fuel and can or cladding.

OBS

bond: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

Matière rendant effectif le contact intime entre le combustible et la gaine.

OBS

liaison : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 20

Fiche 21 2014-06-10

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
DEF

The intimate contact between fuel and can or cladding.

OBS

It is called metallurgical when the materials are so close that interatomic forces are operative and mechanical if the contact is less intimate.

OBS

bond: term and definition standardized by ISO.

Français

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

Contact intime entre le combustible et la gaine.

OBS

Elle est qualifiée de métallurgique quand les matériaux sont si proches que les forces interatomiques entrent en jeu, et de mécanique quand le contact est moins intime.

OBS

liaison : terme et définition normalisés par l’ISO.

Espagnol

Conserver la fiche 21

Fiche 22 - données d’organisme externe 2013-09-30

Anglais

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

[Any] rupture of the fuel sheath such that fission products may be released.

Français

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

Toute rupture de la gaine de combustible qui pourrait laisser échapper des produits de fission.

CONT

Toute défaillance de l’équipement fonctionnel ou toute procédure qui, en l’absence de l’action d’un système spécial de sûreté, peut entraîner une importante quantité de rupture de gaine ou bien un dégagement important de substances radioactives hors de la centrale.

OBS

rupture de gaine : terme normalisé par l’ISO en 1997.

Espagnol

Conserver la fiche 22

Fiche 23 2012-09-11

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Nuclear Fission Reactors

Français

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

Se dit de la gaine endommagée d’un élément combustible, qui n’ assure plus la fonction de confinement de la matière solide [...]

OBS

rupté : terme et définition publiés au Journal officiel de la République française le 3 juin 2012.

Espagnol

Conserver la fiche 23

Fiche 24 2011-12-21

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
CONT

The rods contain a stack of fuel pellets held by bearing against one of the plugs (called lower plug) with the help of a spring compressed between the fissile column and the opposite plug (upper plug). The upper plug comprises a small-diameter orifice, called "seal weld hole," enabling the fuel rod to be pressurised with helium before plugging this hole by welding, this operation is often being called "seal welding."

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
CONT

Crayonnage. Les pastilles [de combustible] sont rangées en colonnes de façon à obtenir la longueur voulue de l'empilement […] Les crayons préalablement équipés, constitués de la gaine, du bouchon inférieur soudé et de l'entretoise inférieure(crayons [de l'entreprise] STBI) sont alors accostés au dispositif de remplissage assurant l'étanchéité entre crayon et boîte à gants des pastilles[. ] […] le bouchon supérieur est serti, puis soudé. Ensuite, au poste de travail suivant, le bouchon supérieur est perforé(queusot) pour conditionner l'intérieur du crayon en hélium sous pression(20 à 30 bar) puis le queusot est obturé.

Espagnol

Conserver la fiche 24

Fiche 25 2011-12-21

Anglais

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.

Français

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 […]

Espagnol

Conserver la fiche 25

Fiche 26 2011-12-21

Anglais

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.

Français

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 […]

Espagnol

Conserver la fiche 26

Fiche 27 2011-12-12

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Thermonuclear fusion
CONT

The increase of coolant flow velocity and subcooling enhanced heat transfer coefficient at cladding surface during film boiling, which resulted in large decrease of maximum cladding temperature and film boiling duration, and consequently in the increase of fuel failure threshold energy.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Fusion thermonucléaire
CONT

Le refroidissement est conditionné par une autre butée technologique relative au combustible [du réacteur] : la température maximale de gaine, qui conditionne le taux de combustion maximal que le combustible pourra supporter; dans la technologie actuelle(gaines en acier austénitique du type 316), la température de gaine nominale est limitée à des valeurs comprises entre 620 et 650 °C.

Espagnol

Conserver la fiche 27

Fiche 28 2011-11-23

Anglais

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.

Français

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.

Espagnol

Conserver la fiche 28

Fiche 29 2011-07-19

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
  • Nuclear Power Stations
DEF

Removing the outer container of an enriched uranium fuel rod, in preparation for reprocessing of the fuel.

Français

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
  • Centrales nucléaires
DEF

Opération par laquelle le combustible nucléaire est séparé de sa gaine.

Terme(s)-clé(s)
  • dégainage d’un combustible nucléaire

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Ciencia y tecnología nucleares
  • Centrales nucleares
Conserver la fiche 29

Fiche 30 2011-05-05

Anglais

Subject field(s)
  • Chemistry
  • Nuclear Physics
DEF

A material made radioactive by neutron absorption, changing a stable nuclide into an unstable one.

CONT

Combustible materials are incinerated and compatible materials are baled. The wastes may be contaminated with fission products such as strontium-90, ruthenium-106, cesium-137 and/or activation products such as hydrogen-3 (tritium), carbon-14, cobalt-60 and nickel-63.

OBS

activation product: very often used in its plural form.

Terme(s)-clé(s)
  • activation products

Français

Domaine(s)
  • Chimie
  • Physique nucléaire
CONT

Produits d’activation. Dans un réacteur nucléaire les neutrons qui ne participent pas à la fission rencontrent sur leur parcours [...] certains constituants du matériau de gainage [...] Il en résulte une production relativement importante de «produits d’activation».

CONT

Tout matériau exposé au flux de neutrons est susceptible de renfermer des produits d’activation; à la surface de tout matériau en contact avec un fluide activé ou susceptible de charrier des produits de corrosion activés, peuvent se déposer des produits d’activation. En revanche, les produits de fission et les transuraniens devraient, en principe, jusqu'au retraitement du combustible usé, rester confinés à l'intérieur de la gaine étanche de l'élément combustible.

OBS

activation : Action de rendre radioactif un élément soumis à l’irradiation d’un flux de particules (en général des neutrons). [...] L’activation consiste à irradier un échantillon par un flux de neutrons, fourni en général par un réacteur nucléaire, pour déterminer la composition chimique de cet échantillon.

OBS

produit d’activation : terme employé la plupart du temps dans sa forme plurielle.

Terme(s)-clé(s)
  • produits d’activation

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Química
  • Física nuclear
Conserver la fiche 30

Fiche 31 2011-02-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

Fuel element whose cladding is damaged in a way which allows fission products to escape.

Français

Domaine(s)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Élément combustible dont la gaine est endommagée de telle façon que les produits de fission peuvent s’en échapper.

Espagnol

Conserver la fiche 31

Fiche 32 - données d’organisme externe 2010-06-22

Anglais

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

A sealed envelope used to hold nuclear fuel, allowing the containment of nuclear materials and protecting fuel against chemical damage from heating fluid.

CONT

Fuel failure means any rupture of the fuel sheath such that fission products may be released.

Français

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

Enveloppe scellée contenant du combustible nucléaire, qui assure le confinement des matières radioactives et la protection du combustible contre les agressions du caloporteur.

Espagnol

Conserver la fiche 32

Fiche 33 2010-02-11

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology
CONT

Examination of the pressure tube showed that a series of zirconium hybride "blisters" had formed in one area of the outside surface of the tube and the 2 metre crack in the tube had initiated at one of those blisters.

OBS

A cladding failure.

Français

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

Défaut de gaine d’un élément combustible.

OBS

boursouflure : terme employé un chercheur aux Laboratoires Whiteshell de Winnipeg.

OBS

On écrirait mieux «boursoufflure».

OBS

boursoufflure : Cette graphie, puisée des Rectifications de l’orthographe recommandées par le Conseil supérieur de la langue française, est attestée dans le Petit Robert (2004).

Espagnol

Conserver la fiche 33

Fiche 34 2009-10-10

Anglais

Subject field(s)
  • Energy Transformation
  • Nuclear Plant Safety
CONT

... fuel rods containing dual enrichment fuel pellets are used in place of ones containing single enrichment pellets in any fuel rods which are susceptible to pellet-cladding interaction failure. Since the fuel temperature is lower in the dual enrichment pellet design, the control rods can be then moved step-wise at a higher reactor power, resulting in minimal or no loss of reactor power production.

Terme(s)-clé(s)
  • paint cladding interaction rupture
  • pellet-cladding interaction failure

Français

Domaine(s)
  • Transformation de l'énergie
  • Sûreté des centrales nucléaires
CONT

L'interaction pastille-gaine. En début de vie, le crayon combustible comporte un jeu de l'ordre de quelques dizaines de microns entre la pastille combustible d’oxyde d’uranium et la gaine en alliage de zirconium. Au cours du premier cycle, par la suite du gonflement de la pastille d’une part et du fluage de la gaine en compression sous l'effet du milieu primaire d’autre part, le jeu se comble peu à peu jusqu'à se refermer complètement et la pastille prend une forme de diabolo [...] Des essais menés en réacteurs expérimentaux montrent que si une puissance trop importante et avec une montée trop rapide est imposée au crayon, des fissures peuvent se développer dans la gaine [...] C'est ce qu'on appelle une rupture par interaction pastille-gaine [...]

Terme(s)-clé(s)
  • rupture par interaction pastille gaine

Espagnol

Conserver la fiche 34

Fiche 35 2009-09-16

Anglais

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.

Français

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.

Espagnol

Conserver la fiche 35

Fiche 36 2009-03-01

Anglais

Subject field(s)
  • Chemical Engineering
  • Nuclear Power Stations
  • Nuclear Waste Materials
DEF

In the head treatment of irradiated combustibles, the operation of removing the cladding by chemical means.

CONT

The Eurochemic Company has built a bituminization plant to solidify ... the various medium-level waste solutions originating from the chemical decladding of nuclear fuels and other nuclear fuel reprocessing operations.

OBS

chemical decladding: term standardized by ISO and ANSI.

Français

Domaine(s)
  • Génie chimique
  • Centrales nucléaires
  • Déchets nucléaires
DEF

Enlèvement de la gaine par des procédés chimiques au cours du retraitement du combustible. [Définition normalisée par l'ISO. ]

OBS

pelage; dégainage chimique : termes normalisés par l’ISO.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Ingenieria química
  • Centrales nucleares
  • Desechos nucleares
Conserver la fiche 36

Fiche 37 2008-11-21

Anglais

Subject field(s)
  • Combustion and Fuels (Fireplaces)
  • Nuclear Fission Reactors
DEF

A thin layer of nuclear fuel incorporated between two metal sheets making up a cladding.

Français

Domaine(s)
  • Combustion et combustibles (Foyers)
  • Réacteurs nucléaires de fission
DEF

Mince couche de combustible nucléaire placée entre deux lames métalliques qui en constituent la gaine.

OBS

Ce type de combustible est utilisé principalement dans les réacteurs de recherche.

Espagnol

Conserver la fiche 37

Fiche 38 2008-02-16

Anglais

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

The process by which a nuclear fuel is placed between two metal sheets making up a sheath.

OBS

canning: term standardized by ISO.

OBS

See also "cladding".

Français

Domaine(s)
  • Centrales nucléaires
  • Physique atomique
  • Radioprotection
DEF

Opération par laquelle un combustible nucléaire est revêtu d’une gaine.

OBS

Le terme «gainage» ne doit pas être employé au sens de «gaine».

OBS

gainage : terme normalisé par l’ISO.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Centrales nucleares
  • Física atómica
  • Protección contra la radiación
Conserver la fiche 38

Fiche 39 - données d’organisme externe 2007-11-13

Anglais

Subject field(s)
  • Scientific Measurements and Analyses
  • Physics
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

To complete the finite element model of fuel element, transient fuel-sheath heat transfer coefficient and internal gas pressure were also required.

Français

Domaine(s)
  • Mesures et analyse (Sciences)
  • Physique
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Pour compléter le modèle par éléments finis de l'élément de combustible, le coefficient de transfert thermique combustible gaine lors d’un transitoire et la pression interne des gaz étaient également requis.

Espagnol

Conserver la fiche 39

Fiche 40 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

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

The 2D heat transfer model of the fuel element included heat conduction in both the fuel and sheath materials with temperature-dependent material properties, transient convection heat transfer to describe coolant conditions, as well as time-dependent and non-uniform energy release rate.

Français

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

Le modèle de transfert thermique 2D de l'élément de combustible comprend la conduction thermique à la fois dans le combustible et dans le matériau constituant la gaine, compte tenu des propriétés des matériaux qui dépendent de la température, le transfert thermique par convexion des transitoires en vue de décrire l'état du caloporteur, ainsi que les taux de libération d’énergie qui sont fonction du temps et non uniformes.

Espagnol

Conserver la fiche 40

Fiche 41 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

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

Both the fuel and sheath/end cap were discretized using the 8-noded axi-symmetric solid elements to achieve high accuracy in finite element calculations.

Français

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

Le combustible et l'interaction gaine/bouchon d’extrémité ont été discrétisés à l'aide du modèle à élément solide axisymétrique à huit noeuds afin d’obtenir une plus grande précision dans les calculs par éléments finis.

Espagnol

Conserver la fiche 41

Fiche 42 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

To complete the finite element model of fuel element, transient fuel-sheath heat transfer coefficient and internal gas pressure were also required.

Français

Domaine(s)
  • Centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Pour compléter le modèle par éléments finis de l'élément de combustible, le coefficient de transfert thermique combustible gaine lors d’un transitoire et la pression interne des gaz étaient également requis.

Espagnol

Conserver la fiche 42

Fiche 43 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Constrained axial expansion of the fuel string within a CANDU fuel channel ... may create large axial stresses in the fuel element that could lead to sheath or end cap failures.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La dilatation axiale sous contrainte du chapelet de grappes de combustible dans un canal de combustible CANDU [...] risque de créer d’importantes contraintes axiales dans les éléments de combustible, ce qui pourrait mener à une défaillance de la gaine ou du bouchon d’extrémité.

Espagnol

Conserver la fiche 43

Fiche 44 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

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

Constrained axial expansion of the fuel string within a CANDU fuel channel ... may create large axial stresses in the fuel element that could lead to sheath or end cap failures.

Français

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

La dilatation axiale sous contrainte du chapelet de grappes de combustible dans un canal de combustible CANDU [...] risque de créer d’importantes contraintes axiales dans les éléments de combustible, ce qui pourrait mener à une défaillance de la gaine ou du bouchon d’extrémité.

Espagnol

Conserver la fiche 44

Fiche 45 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

The development and verification of the heat transfer interface element and the gap element, which were required to represent thermal and mechanical interactions between the fuel and sheath/end cap, were then presented.

Français

Domaine(s)
  • Centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

L'élaboration et la vérification de l'interface du transfert thermique et de l'espacement, qui étaient requises pour représenter les interactions thermiques et mécaniques entre le combustible et la gaine/le bouchon d’extrémité, ont ensuite été présentées.

Espagnol

Conserver la fiche 45

Fiche 46 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

The 2D heat transfer model of the fuel element included heat conduction in both the fuel and sheath materials with temperature-dependent material properties, transient convection heat transfer to describe coolant conditions, as well as time-dependent and non-uniform energy release rate.

Français

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

Le modèle de transfert thermique 2D de l'élément de combustible comprend la conduction thermique à la fois dans le combustible et dans le matériau constituant la gaine, compte tenu des propriétés des matériaux qui dépendent de la température, le transfert thermique par convexion des transitoires en vue de décrire l'état du caloporteur, ainsi que les taux de libération d’énergie qui sont fonction du temps et non uniformes.

Espagnol

Conserver la fiche 46

Fiche 47 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

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

The 2D heat transfer model of the fuel element included heat conduction in both the fuel and sheath materials with temperature-dependent material properties, transient convection heat transfer to describe coolant conditions, as well as time-dependent and non-uniform energy release rate.

Français

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

Le modèle de transfert thermique 2D de l'élément de combustible comprend la conduction thermique à la fois dans le combustible et dans le matériau constituant la gaine, compte tenu des propriétés des matériaux qui dépendent de la température, le transfert thermique par convexion des transitoires en vue de décrire l'état du caloporteur, ainsi que les taux de libération d’énergie qui sont fonction du temps et non uniformes.

Espagnol

Conserver la fiche 47

Fiche 48 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

The development and verification of the heat transfer interface element and the gap element, which were required to represent thermal and mechanical interactions between the fuel and sheath/end cap, were then presented.

Français

Domaine(s)
  • Centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

L'élaboration et la vérification de l'interface du transfert thermique et de l'espacement, qui étaient requises pour représenter les interactions thermiques et mécaniques entre le combustible et la gaine/le bouchon d’extrémité, ont ensuite été présentées.

Espagnol

Conserver la fiche 48

Fiche 49 - données d’organisme externe 2007-11-08

Anglais

Subject field(s)
  • Modelling (Mathematics)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Both the fuel and sheath/end cap were discretized using the 8-noded axi-symmetric solid elements to achieve high accuracy in finite element calculations.

Français

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

Le combustible et l'interaction gaine/bouchon d’extrémité ont été discrétisés à l'aide du modèle à élément solide axisymétrique à huit noeuds afin d’obtenir une plus grande précision dans les calculs par éléments finis.

Espagnol

Conserver la fiche 49

Fiche 50 - données d’organisme externe 2006-01-25

Anglais

Subject field(s)
  • Combustion and Fuels (Fireplaces)
  • Nuclear Fission Reactors
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Fuel Handling. ... New Fuel Handling. The ceramic UO2 is brittle and may chip if fuel bundles receive rough handling. These chips or the sharp edges they leave may puncture the sheath.

Français

Domaine(s)
  • Combustion et combustibles (Foyers)
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

Manutention du combustible. [...] Manipulation du combustible frais. La céramique de dioxyde d’uranium est cassante et peut s’écailler si l'on manipule brutalement les grappes. Les éclats ou les bords écaillés sont pointus et peuvent transpercer la gaine.

Espagnol

Conserver la fiche 50

Fiche 51 - données d’organisme externe 2005-11-03

Anglais

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

Rapid reactor shutdown matches heat output to available cooling, protecting the first three barriers to radiation release. These barriers are the fuel pellet, the fuel sheath and the heat transport pressure boundary.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Réacteurs nucléaires de fission
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

La mise à l'arrêt rapide du réacteur amène la sortie de chaleur à un niveau équivalent au refroidissement disponible, ce qui protège les trois premières barrières contre les fuites de rayonnement. Ces barrières sont les pastilles de combustible, la gaine du combustible et la limite de pression du circuit caloporteur.

Espagnol

Conserver la fiche 51

Fiche 52 - données d’organisme externe 2005-11-03

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Plant Safety
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Rapid shutdown protects the first three barriers (pellet, sheath and piping). In most upsets, a rapid power reduction quickly matches the fuel heat output to available cooling. This limits the amount of steam generated.

Français

Domaine(s)
  • Sûreté des centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

L'arrêt rapide du réacteur protège les trois premières barrières(pastilles, gaine et conduites). Lors de la plupart des excursions de puissance, une réduction rapide de la puissance atteint rapidement le niveau de sortie de chaleur du combustible et en assure le refroidissement. Cela limite la quantité de vapeur générée.

Espagnol

Conserver la fiche 52

Fiche 53 - données d’organisme externe 2005-08-19

Anglais

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

[This figure] shows the design chosen for a CANDU fuel bundle. This bundle, used in all routine fuelling of CANDU reactors, is called CANLUB fuel. ... The bundle ... is mostly uranium dioxide (UO2), sheathed and held together by zircaloy. Zircaloy 4, the specific alloy used for this purpose, is 98% zirconium and 1.7% tin. The UO2 is in the form of high-density pellets. Each fuel element is a thin zircaloy tube, the fuel sheath, filled with fuel pellets. A thin lubricating layer of graphite between the pellet and the sheath is what gives the fuel the proprietary name CANLUB.

Français

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

On peut voir [...] la grappe de combustible conçue pour l'alimentation ordinaire des réacteurs CANDU : le combustible CANLUB. [...] La grappe [...] est principalement composée de dioxyde d’uranium(UO2) confiné dans une gaine de zircaloy. Le zircaloy 4, l'alliage utilisé dans le combustible CANLUB, est composé de 98 % de zirconium et de 1, 7 % d’étain. Le UO2 se présente sous la forme de pastilles très denses. Chaque crayon de combustible est formé d’un tube mince de zircaloy-la gaine de combustible-rempli de pastilles de combustible. Le nom de marque du combustible, CANLUB, provient de la mince couche lubrifiante de graphite entre la pastille et la gaine.

Espagnol

Conserver la fiche 53

Fiche 54 - données d’organisme externe 2002-03-25

Anglais

Subject field(s)
  • Closing Devices and Nozzles (Mechanical Components)
  • Nuclear Power Stations
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
DEF

A piece of metal welded to each end of a fuel element.

Français

Domaine(s)
  • Obturateurs et buses (Composants mécaniques)
  • Centrales nucléaires
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
DEF

Sur la gaine d’un élément combustible, pièce soudée à l'extrémité de la gaine et assurant l'étanchéité de celle-ci.

Espagnol

Conserver la fiche 54

Fiche 55 2001-06-26

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Waste Materials
  • Nuclear Science and Technology

Français

Domaine(s)
  • Déchets nucléaires
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

[...] déchet du dégainage du combustible irradié [...]

CONT

Le dégainage est suivi de la dissolution du combustible à l'acide nitrique. Dans la plupart des installations, la cisaille est placée au-dessus du dissolveur, et les morceaux de crayon tombent dans un panier perforé, qui, placé dans le dissolveur et mis en contact avec de l'acide nitrique, permet la dissolution sélective de l'oxyde en retenant les tronçons des gaines qui sont insolubles dans l'acide nitrique. En fin d’opération, les tronçons de gaine sont retirés et envoyés aux déchets solides. Ils constituent les déchets particuliers appelés coques; très activées, ces coques sont aussi contaminées en produits de fission et, dans une moindre mesure, en émetteurs a [alpha].

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Desechos nucleares
  • Ciencia y tecnología nucleares
Conserver la fiche 55

Fiche 56 1996-05-21

Anglais

Subject field(s)
  • Waste Management
  • Nuclear Waste Materials
Terme(s)-clé(s)
  • specific wastes
  • particular wastes
  • problematic wastes

Français

Domaine(s)
  • Gestion des déchets
  • Déchets nucléaires
DEF

Déchet solide, aussi bien de procédé que technologique, qui pose des problèmes spécifiques pas sa nature, son volume ou son activité.

CONT

Les déchets particuliers. ll peut s’agir, classiquement, de vannes ou de tuyauteries, mais aussi d’équipement permettant la détection de la rupture des gaines d’éléments combustibles, de barres ou grappes de contrôle, poison ou source (comme leur nom l’indique les premières assurent le contrôle du fonctionnement du réacteur, les barres poison permettent l’arrêt en cas d’incident, les grappes source effectuent l’allumage de la réaction en chaîne). Les éléments de structure métalliques qui portent et guident les éléments combustibles appelés broches et tubes, les chemises graphite [...], etc.

CONT

Les déchets particuliers. Cette catégorie concerne entre autres : - les matériaux irradiés à des fins expérimentales dans les réacteurs, - les matériaux de structure mis au rebut à la suite d’opérations de démantèlement d’installations ou de travaux de maintenance ou de modifications sur les installations en service. Ces déchets, en règle générale de grandes dimensions, nécessitent, avant conditionnement, des opérations de fractionnement : découpage, sciage, cisaillage, - les déchets du dégainage du combustible irradié (les «coques»), - les déchets «tritiés».

CONT

Certains déchets solides aussi bien de procédés que technologiques, posent des problèmes par leur nature, leur volume ou leur activité tellement spécifiques qu'ils ont droit à l'appellation de déchets particuliers. C'est le cas, par exemple, des chemises graphite dans lesquelles sont insérés les éléments combustibles d’un réacteur graphite gaz, ou des coques, ou fragments de gaine, du combustible, déchets de procédé du retraitement.

OBS

déchet particulier : employé la plupart du temps au pluriel.

Terme(s)-clé(s)
  • déchets particuliers

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Gestión de los desechos
  • Desechos nucleares
Terme(s)-clé(s)
  • desechos específicos
  • desechos particulares
Conserver la fiche 56

Fiche 57 1984-10-02

Anglais

Subject field(s)
  • Nuclear Science and Technology

Français

Domaine(s)
  • Sciences et techniques nucléaires
DEF

Ensemble des opérations ou des dispositifs ayant pour but de déceler et de localiser une rupture de gaine de combustible dans un réacteur nucléaire.

Espagnol

Conserver la fiche 57

Fiche 58 1975-03-11

Anglais

Subject field(s)
  • Aircraft Propulsion Systems
DEF

A fuel element cladding which is designed to achieve contact with fuel under pressure of the coolant.

Français

Domaine(s)
  • Propulsion des aéronefs
DEF

Gaine prévue pour réaliser un contact direct avec le combustible sous l'effet de la pression du fluide caloporteur.

Espagnol

Conserver la fiche 58

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