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 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.
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.
Nuclear flaskA nuclear flask is a shipping container that is used to transport active nuclear materials between nuclear power station and spent fuel reprocessing facilities. Each shipping container is designed to maintain its integrity under normal transportation conditions and during hypothetical accident conditions. They must protect their contents against damage from the outside world, such as impact or fire. They must also contain their contents from leakage, both for physical leakage and for radiological shielding.
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 à eau bouillanteUn réacteur à eau bouillante ou REB (en anglais BWR pour boiling water reactor) est un type de réacteur nucléaire de puissance actuellement utilisé dans certaines centrales nucléaires électrogènes américaines, japonaises, allemandes, suédoises, finlandaises, russes, et suisses notamment. Il s'agit d'un réacteur à neutrons thermiques dans lequel le modérateur est l'eau ordinaire. Dans le jargon de l'industrie nucléaire, on parle de « filière des réacteurs à eau bouillante » pour désigner la chaîne d'activités industrielles liées à l'exploitation de ces réacteurs.
Piscine de stockage de combustible nucléaireUne piscine de stockage du combustible usagé (en anglais SFP pour Spent fuel pools) est un bassin d'entreposage provisoire de combustible nucléaire irradié ou destiné au rechargement d’un réacteur à l’arrêt. Après avoir servi dans le réacteur d’une centrale nucléaire ou dans un réacteur d’étude ou de recherche, réacteur expérimental ou de sous-marin nucléaire, le « combustible nucléaire usagé » (originellement constitué d'uranium plus ou moins enrichi ou d'un mélange d’uranium et de plutonium dit « MOX ») est encore radioactif et dégage de la chaleur (on parle de « puissance résiduelle ») ; il est alors retiré du réacteur et stocké provisoirement dans la piscine de stockage avant envoi pour retraitement et stockage final.
Réacteur à eau légèreUn réacteur à eau légère (REL) ou light water reactor (LWR) est un réacteur nucléaire qui utilise de l'eau, aussi appelée eau légère, comme fluide caloporteur et modérateur. Cela le distingue du réacteur à eau lourde et du réacteur modéré au graphite. Il s'agit de réacteurs à neutrons thermiques. Les réacteurs à eau légère les plus courants sont les réacteurs à eau pressurisée (REP) et les réacteurs à eau bouillante (REB). D'autres types de réacteurs sont refroidis à l'eau légère, notamment les RBMK russes et des réacteurs militaires de production de plutonium.
DonnéeUne donnée est ce qui est connu et qui sert de point de départ à un raisonnement ayant pour objet la détermination d'une solution à un problème en relation avec cette donnée. Cela peut être une description élémentaire qui vise à objectiver une réalité, le résultat d'une comparaison entre deux événements du même ordre (mesure) soit en d'autres termes une observation ou une mesure. La donnée brute est dépourvue de tout raisonnement, supposition, constatation, probabilité.
Enceinte de confinementvignette|Enceinte de confinement primaire en cours de construction. Les gaines des tendons de précontrainte encore en cours de pose sont clairement visibles. vignette|Schéma d'une enceinte de confinement d'un réacteur à eau pressurisée Une enceinte de confinement, simple ou double (enceinte primaire et/ou secondaire), est une structure en acier et/ou en béton précontraint (ou en béton armé) qui isole et protège un réacteur nucléaire de l'environnement externe.
Onkalovignette|Une galerie du site d'Onkalo (2014) Onkalo (« cave » en finnois) est un site de stockage finlandais de déchets nucléaires de haute activité, prévu pour accueillir des déchets à partir de 2025 pour une durée illimitée. Onkalo est situé à environ à l'est de la centrale nucléaire d'Olkiluoto. La loi finlandaise sur l'énergie nucléaire, adoptée en 1994, dispose que tous les déchets nucléaires produits en Finlande doivent rester sur le territoire national.
Réacteur nucléaire à eau supercritiquethumb|Schéma d'un réacteur nucléaire à eau supercritique. Le réacteur nucléaire à eau supercritique (RESC) (en anglais, SuperCritical Water Reactor : SCWR) est un concept de réacteur nucléaire avec un caloporteur à base d'eau mais dans un état supercritique. Il est évalué puis retenu dans le cadre du Forum International Génération IV. L'eau permettant le refroidissement du réacteur est dans un état supercritique (à la fois gazeux et liquide), c’est-à-dire à une température supérieure à 374 °C et sous une pression supérieure à 221 bar.
Combustible MOXLe combustible MOX (ou MOx) est un combustible nucléaire constitué d'environ 8,5 % de plutonium et 91,5 % d'uranium appauvri. Le terme MOX est l'abréviation de « mélange d'oxydes » (ou mixed oxides en anglais) car le combustible MOX contient plus exactement du dioxyde de plutonium (PuO2) et du dioxyde d'uranium appauvri (UO2). Il se présente sous forme de poudre, granulés ou pastilles. Actuellement, le MOX n'est produit que par l'usine Melox du groupe français Orano.
Reduced moderation water reactorThe Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR), also referred to as the Resource-renewable BWR, is a proposed type of light water moderated nuclear power reactor, featuring some characteristics of a fast neutron reactor, thereby combining the established and proven technology of light water reactors with the desired features of fast neutron reactors. The RMWR concept builds upon the Advanced Boiling Water Reactor and is under active development in theoretical studies, particularly in Japan.
Test statistiqueEn statistiques, un test, ou test d'hypothèse, est une procédure de décision entre deux hypothèses. Il s'agit d'une démarche consistant à rejeter ou à ne pas rejeter une hypothèse statistique, appelée hypothèse nulle, en fonction d'un échantillon de données. Il s'agit de statistique inférentielle : à partir de calculs réalisés sur des données observées, on émet des conclusions sur la population, en leur rattachant des risques d'être erronées. Hypothèse nulle L'hypothèse nulle notée H est celle que l'on considère vraie a priori.
Multiple comparisons problemIn statistics, the multiple comparisons, multiplicity or multiple testing problem occurs when one considers a set of statistical inferences simultaneously or infers a subset of parameters selected based on the observed values. The more inferences are made, the more likely erroneous inferences become. Several statistical techniques have been developed to address that problem, typically by requiring a stricter significance threshold for individual comparisons, so as to compensate for the number of inferences being made.
Hypothèse nulleEn statistiques et en économétrie, l'hypothèse nulle (symbole international : ) est une hypothèse postulant l'égalité entre des paramètres statistiques (généralement, la moyenne ou la variance) de deux échantillons dont elle fait l’hypothèse qu'ils sont pris sur des populations équivalentes. Elle est toujours testée contre une hypothèse alternative qui postule soit la différence des données (test bilatéral), soit une inégalité (plus petit que ou plus grand que) entre les données (test unilatéral).
Analyse des donnéesL’analyse des données (aussi appelée analyse exploratoire des données ou AED) est une famille de méthodes statistiques dont les principales caractéristiques sont d'être multidimensionnelles et descriptives. Dans l'acception française, la terminologie « analyse des données » désigne donc un sous-ensemble de ce qui est appelé plus généralement la statistique multivariée. Certaines méthodes, pour la plupart géométriques, aident à faire ressortir les relations pouvant exister entre les différentes données et à en tirer une information statistique qui permet de décrire de façon plus succincte les principales informations contenues dans ces données.
Big dataLe big data ( « grosses données » en anglais), les mégadonnées ou les données massives, désigne les ressources d’informations dont les caractéristiques en termes de volume, de vélocité et de variété imposent l’utilisation de technologies et de méthodes analytiques particulières pour créer de la valeur, et qui dépassent en général les capacités d'une seule et unique machine et nécessitent des traitements parallélisés. L’explosion quantitative (et souvent redondante) des données numériques permet une nouvelle approche pour analyser le monde.
Gas-cooled fast reactorThe gas-cooled fast reactor (GFR) system is a nuclear reactor design which is currently in development. Classed as a Generation IV reactor, it features a fast-neutron spectrum and closed fuel cycle for efficient conversion of fertile uranium and management of actinides. The reference reactor design is a helium-cooled system operating with an outlet temperature of 850 °C using a direct Brayton closed-cycle gas turbine for high thermal efficiency.
