Réacteur nucléaire à sels fondusLe réacteur nucléaire à sels fondus (RSF ; molten salt reactor, MSR) est un concept de réacteur nucléaire dans lequel le combustible nucléaire se présente sous forme liquide, dissous dans du sel fondu (à ) qui joue à la fois le rôle de caloporteur et de barrière de confinement. Le réacteur peut être modéré par du graphite (produisant des neutrons thermiques) ou sans modérateur (neutrons rapides). Le concept a été étudié en laboratoire pendant les années 1960, puis délaissé dans les années 1970 faute de financement et malgré des résultats probants.
Liquid fluoride thorium reactorThe liquid fluoride thorium reactor (LFTR; often pronounced lifter) is a type of molten salt reactor. LFTRs use the thorium fuel cycle with a fluoride-based molten (liquid) salt for fuel. In a typical design, the liquid is pumped between a critical core and an external heat exchanger where the heat is transferred to a nonradioactive secondary salt. The secondary salt then transfers its heat to a steam turbine or closed-cycle gas turbine. Molten-salt-fueled reactors (MSRs) supply the nuclear fuel mixed into a molten salt.
Combustible nucléairevignette|Modèle de l'atome. Le combustible nucléaire est le produit qui, contenant des isotopes fissiles (uranium, plutonium...), fournit l'énergie dans le cœur d'un réacteur nucléaire en entretenant la réaction en chaîne de fission nucléaire. Les termes « combustible » et « combustion » sont utilisés par analogie à la chaleur dégagée par une matière en feu, mais sont inappropriés pour caractériser tant le produit que son action.
Cycle du combustible nucléaire au thoriumLe cycle du combustible au thorium décrit l'utilisation du thorium 232, un élément abondant dans la nature, comme matériau fertile permettant d'alimenter un réacteur nucléaire. Le cycle du thorium présente de nombreux avantages théoriques par rapport à un cycle à l'uranium : le thorium est trois à quatre fois plus abondant que l'uranium, notamment dans les pays qui sont susceptibles de construire des réacteurs dans le futur, comme l'Inde, le Brésil et la Turquie.
Cycle du combustible nucléairethumb|Schéma simplifié d'un cycle du combustible nucléaire : (1) extraction-enrichissement-fabrication (2) retraitement après usage (3) stockage ou (4) recyclage. Le cycle du combustible nucléaire (ou chaîne du combustible nucléaire) est l'ensemble des opérations de fourniture de combustible aux réacteurs nucléaires, puis de gestion du combustible irradié, depuis l'extraction du minerai jusqu'à la gestion des déchets radioactifs.
Generation IV reactorGeneration IV reactors (Gen IV) are nuclear reactor design technologies that are envisioned as successors of generation III reactors. The Generation IV International Forum (GIF) - an international organization that coordinates the development of generation IV reactors - specifically selected six reactor technologies as candidates for generation IV reactors. The designs target improved safety, sustainability, efficiency, and cost.
Réacteur nucléaireUn réacteur nucléaire est un ensemble de dispositifs comprenant du combustible nucléaire, qui constitue le « cœur » du réacteur, dans lequel une réaction en chaîne peut être initiée et contrôlée par des agents humains ou par des systèmes automatiques, suivant des protocoles et au moyen de dispositifs propres à la fission nucléaire. La chaleur ainsi produite est ensuite évacuée et éventuellement convertie en énergie électrique.
SurgénérationLa surgénération ou surrégénération est la capacité d'un réacteur nucléaire à produire plus d'isotopes fissiles qu'il n'en consomme, en transmutant des isotopes fertiles en isotopes fissiles. Le seul isotope fissile disponible en tant que ressource naturelle sur Terre est l'uranium 235, directement exploitable dans le cycle du combustible nucléaire. La surgénération permet théoriquement de valoriser en tant que combustible nucléaire l'ensemble des matières fertiles tels l'uranium 238, qui représente plus de 99 % de l'uranium naturel, et le thorium, lui-même trois fois plus abondant que l'uranium.
Traitement du combustible nucléaire uséLe traitement du combustible nucléaire usé (anciennement retraitement des combustibles usés) regroupe plusieurs procédés mécaniques et chimiques de traitement du combustible nucléaire après utilisation en réacteur, visant à séparer des éléments potentiellement réutilisables tels que l'uranium et le plutonium, mais également les « actinides mineurs », des produits de fission contenus dans le combustible nucléaire irradié. Le traitement du combustible usé est l'une des étapes du cycle du combustible nucléaire.
Réacteur expérimental à sels fondusvignette|400x400px|Schéma du MSRE : (1) Cuve du réacteur, (2) Échangeur de chaleur, (3) Pompe primaire, (4) Bride gelée, (5) Bouclier thermique, (6) Pompe secondaire, (7) Radiateur, (8) Réservoir de vidange du circuit secondaire, (9) Ventilateurs (10) Réservoirs de vidange du circuit primaire, (11) Réservoir de rinçage, (12) Enceinte, (13) Bouchon de sel. On notera également la salle contrôle en haut à gauche, ainsi que la cheminée en haut à droite.
Extraction de l'uraniumL’extraction de l'uranium est un processus minier allant de la prospection initiale au produit final, le « yellowcake ». C'est la première étape du cycle du combustible nucléaire, visant essentiellement à fournir le combustible des réacteurs nucléaires via les opérations successives suivantes : la prospection de nouveaux gisements ; la préparation d'un site pour l'exploitation d'un gisement (autorisations, conception et installation des équipements, construction éventuelle des ouvrages d'accès) ; l'extraction du minerai, seul ou en coextraction avec de l'or, du cuivre, du phosphate.
Réacteur à neutrons rapidesUn réacteur à neutrons rapides (RNR, en anglais ) est un réacteur nucléaire qui utilise des neutrons rapides, par opposition aux neutrons thermiques. Sous la forme de réacteurs électrogènes basés sur la production de vapeur, le caloporteur utilisé est le sodium liquide, permettant aux neutrons de garder une énergie importante. Depuis 2001, la recherche sur les réacteurs à neutrons rapides est coordonnée dans le cadre du Forum international Génération IV.
Thorium-based nuclear powerThorium-based nuclear power generation is fueled primarily by the nuclear fission of the isotope uranium-233 produced from the fertile element thorium. A thorium fuel cycle can offer several potential advantages over a uranium fuel cycle—including the much greater abundance of thorium found on Earth, superior physical and nuclear fuel properties, and reduced nuclear waste production. One advantage of thorium fuel is its low weaponization potential; it is difficult to weaponize the uranium-233/232 and plutonium-238 isotopes that are largely consumed in thorium reactors.
Uranium 236L'uranium 236, noté U, est l'isotope de l'uranium dont le nombre de masse est égal à 236 : son noyau atomique compte et avec un spin 0+ pour une masse atomique de . Il est caractérisé par un excès de masse de et une énergie de liaison nucléaire par nucléon de . Émetteur α de la chaîne de désintégration du thorium , sa demi-vie est de d'années, la plus élevée après le (qui n'est pas produit par le cycle de l'uranium) parmi les transuraniens autres que l', l' et le existants à l'état naturel. redresse=1.
Spent nuclear fuelSpent nuclear fuel, occasionally called used nuclear fuel, is nuclear fuel that has been irradiated in a nuclear reactor (usually at a nuclear power plant). It is no longer useful in sustaining a nuclear reaction in an ordinary thermal reactor and, depending on its point along the nuclear fuel cycle, it will have different isotopic constituents than when it started. Nuclear fuel rods become progressively more radioactive (and less thermally useful) due to neutron activation as they are fissioned, or "burnt" in the reactor.
Uranium 238L'uranium 238, noté U, est l'isotope de l'uranium dont le nombre de masse est égal à 238 : son noyau atomique compte et avec un spin 0+ pour une masse atomique de . Il est caractérisé par un excès de masse de et une énergie de liaison nucléaire par nucléon de . Son abondance naturelle est de 99,2742 %, le reste de l'uranium naturel (0,7258 %) étant constitué d'uranium 235 (0,7202 %) et d'uranium 234 (0,0055 %). L'uranium 238 est faiblement radioactif, avec une période de d'années ().
ThoriumLe thorium est un élément chimique, un métal de la famille des actinides, de symbole Th et de numéro atomique 90. Il a été découvert en 1829 par le chimiste suédois Jöns Jacob Berzelius et nommé d'après Thor, dieu nordique du tonnerre. Ses principales applications sont dans les alliages de magnésium utilisés pour les moteurs d'aéronefs. Il aurait un énorme potentiel comme combustible nucléaire, présentant des risques d'accident nucléaire et une production de déchets très fortement réduits.
Énergie nucléaireSelon le contexte d'usage, le terme d’énergie nucléaire recouvre plusieurs acceptions, toutes liées à la physique et aux réactions de noyaux atomiques. Dans le langage courant, l’énergie nucléaire correspond aux usages civils et militaires de l’énergie libérée lors des réactions de fission nucléaire ou de fusion nucléaire de noyaux atomiques au sein d'un réacteur nucléaire ou lors d'une explosion atomique.
Déchet radioactifUn déchet radioactif est un déchet qui, du fait du niveau de sa radioactivité, nécessite des mesures de radioprotection particulières. Ces déchets doivent réglementairement faire l'objet d'une caractérisation radiologique (par le producteur de déchets) et d'un contrôle (par le centre de stockage), afin d'assurer que leur stockage est adapté à leur radioactivité éventuelle, et ne crée pas de risque radiologique.
Centrale nucléaireUne centrale nucléaire est un site industriel destiné à la production d'électricité, comprenant un ou plusieurs réacteurs nucléaires. La puissance électrique d'une centrale varie de quelques mégawatts à plusieurs milliers de mégawatts en fonction du nombre et du type de réacteur en service sur le site. L'énergie d'une centrale nucléaire provient de la fission de noyaux d'atomes lourds.
