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URANIUM METALLIQUE [8 fiches]

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Fiche 1 2016-11-30

Anglais

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

A reactor which uses carbon dioxide as coolant, natural uranium metal as fuel and graphite as moderator.

CONT

The gas-cooled graphite moderated power reactor is moderated by graphite, and the cooling is achieved by passing large volumes of carbon dioxide through the pile. The hot gas is then passed through a heat exchanger to produce the steam for the turbines in a secondary circuit.

OBS

graphite-moderated gas-cooled reactor: 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
  • Centrales nucléaires
DEF

Réacteur alimenté à l'uranium naturel métallique, refroidi au gaz carbonique et modéré au graphite.

OBS

réacteur à réfrigérant gazeux modéré par graphite : 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)
  • Reactores nucleares de fisión
  • Centrales nucleares
Conserver la fiche 1

Fiche 2 2012-01-13

Anglais

Subject field(s)
  • Economic Geology
  • Metals Mining
  • Mining Engineering
DEF

Pertaining to ores that have a relatively low content of metal compared to other richer material from the same general area.

Français

Domaine(s)
  • Géologie économique
  • Mines métalliques
  • Génie minier
DEF

Qui est insuffisant, fournit ou produit trop peu.

CONT

La valeur industrielle d’un minerai dépend :-de sa teneur en élément métallique principal, teneur très variable puisque, à 30 pour 100 de fer, un minerai est «pauvre» et qu'à 0, 2 pour 100 d’uranium le minerai est «riche»; [...]

CONT

[...] des masses métalliques considérées jadis comme pauvres deviennent [...] exploitables actuellement avec profit.

PHR

Gisement à faible teneur.

Espagnol

Campo(s) temático(s)
  • Geología económica
  • Minas metálicas
  • Ingeniería de minas
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Fiche 3 2011-12-14

Anglais

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

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

Français

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

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

Espagnol

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Fiche 4 2011-03-02

Anglais

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

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

Français

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

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

Espagnol

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Fiche 5 - données d’organisme externe 2006-03-24

Anglais

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

Natural uranium metal can be used with a less expensive graphite moderator, but uranium metal is a troublesome fuel ...

Français

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

Il serait possible d’utiliser l'uranium métallique naturel comme combustible et, comme modérateur, le graphite, une substance moins coûteuse. Toutefois, l'uranium métallique est un combustible difficile à utiliser [...]

Espagnol

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Fiche 6 - données d’organisme externe 2005-05-31

Anglais

Subject field(s)
  • Chemistry
  • Radioactive Ores (Mining)
  • Compartment - Canadian Nuclear Safety Commission
CONT

Uranium metal is heavy, silvery white, malleable, ductile, and softer than steel. It is one of the densest materials known ... it is subject to surface oxidation. Uranium metal powder or chips will ignite spontaneously in air at ambient temperature.

CONT

... the Eldorado mine at Port Radium produced, from 1938 to 1960, about 6000 t of uranium metal in concentrates ... from ores grading between 0.3 and 0.6% U.

Français

Domaine(s)
  • Chimie
  • Minerais radioactifs (Mines métalliques)
  • Tiroir - Commission canadienne de sûreté nucléaire
CONT

[...] de 1938 à 1960, la mine Eldorado à Port Radium a produit environ 6 000 tonnes(t) d’uranium métallique sous forme de concentrés [...] à partir de minerais titrant de 0, 3 à 0, 6 % de U.

CONT

L’uranium métal est fortement électropositif et très réactif avec l’oxygène. Sous forme de fines particules, l’uranium est très pyrophorique à température ambiante et s’enflamme spontanément à quelques centaines de degrés lorsqu’il est sous la forme de fragments métalliques.

Espagnol

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Fiche 7 2003-10-27

Anglais

Subject field(s)
  • Economic Geology
  • Metals Mining
  • Mineral Processing (Metallurgy)
DEF

Said of an ore with a relatively high ore-mineral content.

CONT

Beneficiation reduces the ore bulk and leaves a high-grade, concentrated product.

CONT

... development has occurred primarily because of the near-exhaustion of high-grade Lake Superior iron ores.

Français

Domaine(s)
  • Géologie économique
  • Mines métalliques
  • Minéralurgie (Métallurgie)
CONT

La valeur industrielle d’un minerai dépend [...] de sa teneur en élément métallique principal, teneur très variable puisque, à 30 p. 100 de fer, un minerai est «pauvre» et qu'à 0, 2 p. 100 d’uranium le minerai est «riche» [...]

CONT

[...] [de] gigantesques aménagements miniers du Nouveau-Québec ont été réalisés en fonction de l’épuisement anticipé du minerai à haute teneur du lac Supérieur.

CONT

L’Inde possède de grands amas d’hématites à haute teneur dans le sud et surtout le nord-est du plateau du Dekkan [...]

Espagnol

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Fiche 8 - données d’organisme externe 2001-09-11

Anglais

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

A silvery metallic element in group VI of the periodic system. Produced artificially by nuclear reaction between uranium and neutrons.

OBS

Symbol, Np; ... atomic number, 93; and the mass number of the most stable isotope, 237.

Français

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

Élément métallique faisant partie du groupe des actinides. Il est produit artificiellement par réaction nucléaire entre l'uranium et des neutrons.

OBS

Numéro atomique 93, nombre de masse de l’isotope le plus stable 237.

Espagnol

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