TERMIUM Plus^®

Fiche 1,  Justifications,  Anglais

Record number: 1, Textual support number: 1 CONT

A nuclear fuel rod assembly support structure has top and bottom end pieces, and a plurality of fuel rod spacer grids and control-rod guide tubes having top and bottom ends respectively fastened to the top and bottom end pieces to hold these pieces interspaced, the guide tubes being inserted ... through the openings in the spacer grids and the latter being positioned between the end pieces of the support structure.  1, fiche 1, Anglais, - end%20piece

Fiche 1,  Justifications,  Français

Record number: 1, Textual support number: 1 CONT

Dans les conceptions REP [réacteur à eau pressurisée] hors VVER, les grilles sont des emboîtements carrés de tôles. Leur fonction première est de positionner latéralement et axialement les crayons combustibles. Cette fonction est le plus souvent assurée par un système de ressorts et de bossettes [...] qui permet d’accommoder les dilatations thermiques et le grandissement induit par l'irradiation. [...] Les embouts, ou pièces d’extrémités, sont des éléments plus massifs). Situés hors de la partie active du cœur, leur transparence aux neutrons n’ est pas nécessaire. Ils sont réalisés principalement en acier inoxydable soit par usinage et soudage de barres forgées et de tôles épaisses, soit par des gammes mixtes alliant ébauches moulées et usinage.  1, fiche 1, Français, - embout

Fiche 1,  Justifications,  Espagnol

Fiche 2,  Justifications,  Anglais

Record number: 2, Textual support number: 1 DEF

A sodium-cooled research reactor.  2, fiche 2, Anglais, - KNK

Record number: 2, Textual support number: 1 CONT

Since 1972, the KNK has been operating in the Kernforschungszentrum near Karisruche. As scheduled, the core has been turned into a fast core with successful operation since 1976.  1, fiche 2, Anglais, - KNK

Fiche 2,  Justifications,  Français

Record number: 2, Textual support number: 1 DEF

Réacteur à neutrons lents refroidi par du sodium fondu.  2, fiche 2, Français, - r%C3%A9acteur%20compact%20au%20sodium

Record number: 2, Textual support number: 1 CONT

La puissance électrique du KNK est 20 MWe. L’une de ses particularités est de faire un large emploi des aciers ferriques dans ses structures.  3, fiche 2, Français, - r%C3%A9acteur%20compact%20au%20sodium

Record number: 2, Textual support number: 2 CONT

La RFA disposait depuis longtemps d’un réacteur à neutrons thermiques refroidi au sodium : KNK, d’une puissance de 20 MW électriques. Ce réacteur a été équipé ultérieurement d’un cœur «oxyde» à neutrons rapides, appelé KNK 2, qui a divergé en octobre 1977. Il est installé au Centre d’Études Nucléaires de Karlsruhe.  1, fiche 2, Français, - r%C3%A9acteur%20compact%20au%20sodium

Fiche 2,  Justifications,  Espagnol

Fiche 3,  Justifications,  Anglais

Record number: 3, Textual support number: 1 DEF

A large body of moderator, adjacent to or inside a reactor to provide thermal neutrons for experiments.  1, fiche 3, Anglais, - thermal%20column

Record number: 3, Textual support number: 1 OBS

thermal column: term and definition standardized by ISO.  2, fiche 3, Anglais, - thermal%20column

Fiche 3,  Justifications,  Français

Record number: 3, Textual support number: 1 DEF

Grand volume de modérateur adjacent ou situé à l'intérieur d’un réacteur, destiné à produire des neutrons thermiques pour des expériences.  1, fiche 3, Français, - colonne%20thermique

Record number: 3, Textual support number: 1 OBS

colonne thermique : terme et définition normalisé par l’ISO.  2, fiche 3, Français, - colonne%20thermique

Fiche 3,  Justifications,  Espagnol

Fiche 4,  Justifications,  Anglais

Record number: 4, Textual support number: 1 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.  1, fiche 4, Anglais, - xenon%20instability

Record number: 4, Textual support number: 1 OBS

xenon instability: term and definition standardized by ISO.  2, fiche 4, Anglais, - xenon%20instability

Fiche 4,  Justifications,  Français

Record number: 4, Textual support number: 1 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.  1, fiche 4, Français, - instabilit%C3%A9%20x%C3%A9non

Record number: 4, Textual support number: 1 OBS

instabilité xénon : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, fiche 4, Français, - instabilit%C3%A9%20x%C3%A9non

Fiche 4,  Justifications,  Espagnol

Fiche 5,  Justifications,  Anglais

Record number: 5, Textual support number: 1 DEF

A region of moderator material inside a (usually undermoderated) reactor core, which causes an increase in the local thermal neutron flux density.  1, fiche 5, Anglais, - flux%20trap

Record number: 5, Textual support number: 1 OBS

flux trap: term and definition standardized by ISO.  2, fiche 5, Anglais, - flux%20trap

Fiche 5,  Justifications,  Français

Record number: 5, Textual support number: 1 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.  1, fiche 5, Français, - pi%C3%A8ge%20%C3%A0%20flux

Record number: 5, Textual support number: 1 OBS

piège à flux : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, fiche 5, Français, - pi%C3%A8ge%20%C3%A0%20flux

Fiche 5,  Justifications,  Espagnol

Fiche 6,  Justifications,  Anglais

Record number: 6, Textual support number: 1 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).  1, fiche 6, Anglais, - exponential%20experiment

Record number: 6, Textual support number: 1 OBS

exponential experiment: term and definition standardized by ISO.  2, fiche 6, Anglais, - exponential%20experiment

Fiche 6,  Justifications,  Français

Record number: 6, Textual support number: 1 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.  1, fiche 6, Français, - exp%C3%A9rience%20exponentielle

Record number: 6, Textual support number: 1 OBS

expérience exponentielle : terme et définition normalisés par l’ISO.  2, fiche 6, Français, - exp%C3%A9rience%20exponentielle

Fiche 6,  Justifications,  Espagnol

Fiche 7,  Justifications,  Anglais

Record number: 7, Textual support number: 1 CONT

… self-shielding in energy reduces the neutron capture in the resonances of the fertile material. In fact, the separation of fuel from moderator increases this desirable effect with space–energy self-shielding …  1, fiche 7, Anglais, - self%2Dshielding%20in%20energy

Fiche 7,  Justifications,  Français

Record number: 7, Textual support number: 1 CONT

Intérêt du caractère discontinu du ralentissement(autoprotection en énergie). Quand on remarque les valeurs gigantesques que peuvent atteindre les sections efficaces au voisinage des pics des résonances, on peut craindre que les neutrons soient absorbés bien avant d’avoir pu se ralentir; comme ces absorptions sont pour l'essentiel des captures sans fission par l'uranium 238, cette crainte semble mettre en péril le concept même de réacteur à neutrons thermiques. En réalité, cette crainte n’ est pas réellement fondée du fait que les résonances sont très élevées, certes, mais également étroites. Les neutrons se ralentissent de façon discontinue par diffusions en «sautant» d’une énergie à la suivante sans passer par les énergies intermédiaires : très souvent, ils évitent ainsi les «trappes» – les étroits domaines d’énergie où la section efficace est grande et où ils risqueraient d’être absorbés –, sans «soupçonner» le danger auquel ils ont échappé.  1, fiche 7, Français, - autoprotection%20en%20%C3%A9nergie

Fiche 7,  Justifications,  Espagnol

Fiche 8,  Justifications,  Anglais

Record number: 8, Textual support number: 1 CONT

Radiation damage in solids … Because the particles … have different energies and different ranges, the distance from the site of formation to the region where they cause damage is different. Thus, the size of the fissile kernels itself (also called inclusions) embedded in the inert matrix material becomes an important factor in determining the regions of damage in a material. To this end a distinction is made between a microdispersed and a macrodispersed fuel. A fuel is called microdispersed if the size of the fissile inclusions is less than 10 [micrometers], and otherwise is called macrodispersed. Microdispersed fuels can be produced either by infiltration or by compression of a mixture of matrix grains and fissile grains, while macrodispersed fuels can be produced by compression only. The damage effects in microdispersed fuels will approach those in a solid solution, while the radiation effects in macrodispersed fuels will mainly occur in the inclusions themselves and in a thin matrix layer around the inclusion, predominantly due to neutron damage.  1, fiche 8, Anglais, - microdispersed%20fuel

Fiche 8,  Justifications,  Français

Record number: 8, Textual support number: 1 OBS

Les combustibles nucléaires sont l'objet de perfectionnements constants pour optimiser le fonctionnement du réacteur(capacité de puissance, souplesse de fonctionnement, fiabilité), le cycle du combustible(bonne utilisation de la matière fissile) et la sûreté de l'installation nucléaire(robustesse, confinement des produits de fission). Un choix judicieux du matériau des combustibles et de sa conception permet d’obtenir un bon comportement du combustible en réacteur, tout en maintenant à des valeurs raisonnables les gradients thermiques et la diffusion des produits de fission. Trois options sont alors possibles :— le composé d’actinides est un composé d’uranium/plutonium(et d’actinides mineurs éventuellement) présentant une bonne tenue en conditions de service, de même que le matériau de gainage(métallique) ou d’enrobage(céramique) qui doit en outre absorber peu les neutrons(pour minimiser les captures neutroniques parasites et l'activation) ;— le composé d’actinides est finement dispersé de façon homogène dans une matrice inerte; le matériau combustible est alors «microdispersé»; — enfin, le composé d’actinides est contenu dans une matrice(oxyde, carbure ou nitrure) en étant réparti de façon uniforme sous forme de particules dans une matrice inerte : c'est le combustible «macrodispersé» ou «à macromasses».  2, fiche 8, Français, - combustible%20microdispers%C3%A9

Fiche 8,  Justifications,  Espagnol

Fiche 9,  Justifications,  Anglais

Record number: 9, Textual support number: 1 CONT

Radiation damage in solids … Because the particles … have different energies and different ranges, the distance from the site of formation to the region where they cause damage is different. Thus, the size of the fissile kernels itself (also called inclusions) embedded in the inert matrix material becomes an important factor in determining the regions of damage in a material. To this end a distinction is made between a microdispersed and a macrodispersed fuel. A fuel is called microdispersed if the size of the fissile inclusions is less than 10 [micrometers], and otherwise is called macrodispersed. Microdispersed fuels can be produced either by infiltration or by compression of a mixture of matrix grains and fissile grains, while macrodispersed fuels can be produced by compression only. The damage effects in microdispersed fuels will approach those in a solid solution, while the radiation effects in macrodispersed fuels will mainly occur in the inclusions themselves and in a thin matrix layer around the inclusion, predominantly due to neutron damage.  1, fiche 9, Anglais, - macrodispersed%20fuel

Fiche 9,  Justifications,  Français

Record number: 9, Textual support number: 1 CONT

Les combustibles nucléaires sont l'objet de perfectionnements constants pour optimiser le fonctionnement du réacteur(capacité de puissance, souplesse de fonctionnement, fiabilité), le cycle du combustible(bonne utilisation de la matière fissile) et la sûreté de l'installation nucléaire(robustesse, confinement des produits de fission). Un choix judicieux du matériau des combustibles et de sa conception permet d’obtenir un bon comportement du combustible en réacteur, tout en maintenant à des valeurs raisonnables les gradients thermiques et la diffusion des produits de fission. Trois options sont alors possibles :— le composé d’actinides est un composé d’uranium/plutonium(et d’actinides mineurs éventuellement) présentant une bonne tenue en conditions de service, de même que le matériau de gainage(métallique) ou d’enrobage(céramique) qui doit en outre absorber peu les neutrons(pour minimiser les captures neutroniques parasites et l'activation) ;— le composé d’actinides est finement dispersé de façon homogène dans une matrice inerte; le matériau combustible est alors «microdispersé»; — enfin, le composé d’actinides est contenu dans une matrice(oxyde, carbure ou nitrure) en étant réparti de façon uniforme sous forme de particules dans une matrice inerte : c'est le combustible «macrodispersé» ou «à macromasses».  2, fiche 9, Français, - combustible%20macrodispers%C3%A9

Fiche 9,  Justifications,  Espagnol

Fiche 10,  Justifications,  Anglais

Record number: 10, Textual support number: 1 DEF

Water above its critical temperature and/or its critical pressure.  2, fiche 10, Anglais, - supercritical%20water

Record number: 10, Textual support number: 1 CONT

Supercritical water-reactor is a concept that uses supercritical water as the working fluid.  3, fiche 10, Anglais, - supercritical%20water

Fiche 10,  Justifications,  Français

Record number: 10, Textual support number: 1 DEF

Eau se trouvant au-dessus de sa température critique et/ou de sa pression critique.  2, fiche 10, Français, - eau%20supercritique

Record number: 10, Textual support number: 1 CONT

Réacteur refroidi à l'eau supercritique(RESC ou SCWR). Ce système, refroidi à l'eau supercritique, est envisagé en deux versions :— un réacteur à neutrons thermiques associé à un cycle du combustible ouvert; — un réacteur à neutrons rapides associé à un cycle fermé avec recyclage intégral du combustible.  1, fiche 10, Français, - eau%20supercritique

Fiche 10,  Justifications,  Espagnol

Fiche 12,  Justifications,  Anglais

Record number: 12, Textual support number: 1 DEF

A graphite-moderated, helium-cooled reactor with a once-through uranium fuel cycle.  3, fiche 12, Anglais, - very%20high%20temperature%20reactor

Record number: 12, Textual support number: 1 OBS

It supplies heat with high core outlet temperatures which enables applications such as hydrogen production or process heat for the petrochemical industry or others.  3, fiche 12, Anglais, - very%20high%20temperature%20reactor

Fiche 12,  Justifications,  Français

Record number: 12, Textual support number: 1 DEF

Réacteur à neutrons thermiques où le caloporteur est de l'hélium dont la température à la sortie du coeur est supérieure à 900 °C.  2, fiche 12, Français, - r%C3%A9acteur%20%C3%A0%20tr%C3%A8s%20haute%20temp%C3%A9rature

Fiche 12,  Justifications,  Espagnol

Fiche 13,  Justifications,  Français

Fiche 13,  Justifications,  Espagnol