Journal officiel du 10/11/2007
accident de criticité
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Déclenchement d'une réaction de fission en chaîne incontrôlée au sein d'un milieu initialement sous-critique.
Voir aussi : sous-critique
Équivalent étranger : criticality accident (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
accident de réactivité
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Sécurité nucléaire
Définition : Augmentation incontrôlée de la réactivité dans un cœur de réacteur à l'état critique.
Voir aussi : réactivité
Équivalent étranger : reactivity accident (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
actinide mineur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Actinide produit dans le combustible nucléaire irradié en quantité bien moindre que les actinides principaux.
Note : Pour les combustibles à base d'uranium ou de plutonium, qui sont eux-mêmes des actinides, les actinides mineurs sont principalement l'américium, le curium et le neptunium.
Voir aussi : combustible nucléaire, combustible porteur d'actinides mineurs, couverture porteuse d'actinides mineurs
Équivalent étranger : minor actinide (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
activité, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Nombre de transitions nucléaires spontanées qui se produisent dans une quantité donnée de radionucléides par unité de temps.
Note : L'unité d'activité est le becquerel (Bq).
Voir aussi : sûreté nucléaire
Équivalent étranger : activity (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du terme « activité nucléaire » au Journal officiel du 22 septembre 2000.

  Journal officiel du 18/06/2004
agrément de colis de déchets
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Équivalent étranger : waste package approval (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
agrément multilatéral d'emballage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Équivalent étranger : multilateral approval (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
agrément unilatéral d'emballage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Équivalent étranger : unilateral approval (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
agression externe langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Évènement d'origine naturelle ou lié à une activité humaine extérieure, pris en compte pour la conception et l'exploitation d'une installation nucléaire.
Note : 
1. Les séismes, les inondations, les phénomènes climatiques sont des exemples d'agressions externes d'origine naturelle. Les chutes d'avion, les risques liés à l'environnement industriel sont des exemples d'agressions externes liées à l'activité humaine.
2. Les actes de malveillance ne relèvent pas de cette définition.
Voir aussi : agression interne, test de résistance
Équivalent étranger : external event (en), external hazard (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
agression interne langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Évènement pouvant survenir à l'intérieur d'une installation nucléaire, pris en compte pour la conception et l'exploitation de celle-ci.
Note : Les incendies, les inondations et la projection accidentelle de parties d'équipements ou de structures sont des exemples d'agressions internes.
Voir aussi : agression externe
Équivalent étranger : internal hazard (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
aiguille, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Crayon de très faible diamètre.
Note : L'usage privilégie l'emploi du terme « aiguille » pour les réacteurs à neutrons rapides.
Voir aussi : crayon, réacteur à neutrons rapides
Équivalent étranger : pin (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
ajustement isotopique
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Pour un élément chimique donné, opération consistant à mélanger des lots de compositions isotopiques différentes afin d'obtenir la composition isotopique recherchée.
Équivalent étranger : isotopic adjustment (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
américié, -e, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire-Chimie
Définition : Se dit d’une substance contenant de l’américium.
Équivalent étranger : americium-bearing (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
analyse de sûreté
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Ensemble des examens techniques destinés à apprécier, en fonction de l'évaluation des risques, les dispositions propres à assurer la sûreté nucléaire.
Voir aussi : réexamen de sûreté, sûreté nucléaire, test de résistance
Équivalent étranger : safety analysis (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
anthroporadiométrie, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Mesure du rayonnement émis par tout ou partie du corps humain, permettant d'identifier les radionucléides présents et d'évaluer l'activité de chacun d'eux.
Note : Le terme « anthroporadiamétrie » est déconseillé.
Équivalent étranger : in vivo counting (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
antiréactivité, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Baisse de réactivité provoquée soit par des dispositifs conçus à cet effet, soit par des phénomènes physiques.
Note : Les barres de commande (dispositifs) ou les variations de températures (phénomènes), par exemple, peuvent provoquer de l'antiréactivité.
Voir aussi : barre de commande, efficacité d'une barre de commande
Équivalent étranger : deficit reactivity (en), negative reactivity (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
arrêt à chaud
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Situation d'un réacteur nucléaire à l'arrêt dans lequel la pression et la température du fluide de refroidissement sont maintenues à des valeurs proches de celles du fonctionnement en puissance.
Voir aussi : arrêt d'un réacteur
Équivalent étranger : hot shutdown (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
arrêt à froid
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Situation d'un réacteur nucléaire à l'arrêt dans lequel l'état du fluide de refroidissement se rapproche de celui qui correspond aux conditions ambiantes de pression et de température.
Voir aussi : arrêt d'un réacteur
Équivalent étranger : cold shutdown (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
arrêt d'un réacteur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : 
1. Situation d'un réacteur nucléaire dans lequel il n'y a plus de réaction de fission entretenue.
2. Opérations aboutissant à l'arrêt.
Voir aussi : arrêt à chaud, arrêt à froid
Équivalent étranger : reactor shutdown (en), shutdown (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
arrêt d'urgence
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Action d'arrêter rapidement la réaction nucléaire dans un réacteur pour éviter une situation dangereuse ou en réduire les conséquences.
Équivalent étranger : emergency shutdown (en), scram (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
arrimage, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Équivalent étranger : tie-down (en)

Source : Arrêté du 12 janvier 1973

  Journal officiel du 18/06/2004
assainissement radioactif
Domaine : Ingénierie nucléaire/Déconstruction
Définition : Ensemble d'opérations visant à réduire la radioactivité d'une installation ou d'un site, notamment par décontamination ou par évacuation de matériels.
Voir aussi : décontamination radioactive
Équivalent étranger : cleaning up (en), clean up (en), cleanup (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
assèchement, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Disparition, par vaporisation, du film liquide, au contact d'une paroi chauffante refroidie par ce liquide.
Note : Cette notion de thermique s'applique aux réacteurs nucléaires à caloporteur liquide.
Voir aussi : caléfaction, caloporteur, caloporteur, densité de flux thermique critique
Équivalent étranger : dryout (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 03/08/2000
assemblage combustible
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Ensemble formé d'éléments combustibles et chargé d'un seul tenant dans un réacteur nucléaire.
Voir aussi : élément combustible, puissance résiduelle
Équivalent étranger : fuel assembly (en), fuel subassembly (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
autoprotection, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Protection des régions internes d'un corps résultant de l'absorption des rayonnements dans les régions externes.
Équivalent étranger : self-shielding (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
barre de commande
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Barre ou ensemble de tiges solidaires mobiles contenant une matière absorbant les neutrons et qui, suivant sa position dans le cœur d'un réacteur nucléaire, influe sur sa réactivité.
Note : 
1. Elle est ainsi utilisée pour la commande de ce réacteur. 
2. Dans le cas d'un ensemble de tiges solidaires, l'expression « grappe de commande » est aussi utilisée.
3. Le terme « barre de contrôle » est déconseillé.
Voir aussi : antiréactivité, barre de pilotage, efficacité d'une barre de commande, système de limitation de puissance
Équivalent étranger : control rod (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
barre de dopage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Barre de combustible insérée temporairement dans le cœur d'un réacteur nucléaire pour surmonter la baisse de réactivité due à la formation de poisons neutroniques dans le cœur.
Voir aussi : combustible nucléaire
Équivalent étranger : booster rod (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
barre de pilotage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Barre de commande utilisée pour les ajustements faibles et précis de la réactivité d'un réacteur nucléaire, ainsi que, parfois, pour agir sur la répartition du flux neutronique dans le cœur de ce réacteur.
Voir aussi : barre de commande
Équivalent étranger : fine control rod (en), regulating rod (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2004
barre grise
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Barre de commande absorbant moins les neutrons qu'une barre noire, et qui permet le réglage fin de la puissance du réacteur nucléaire.
Voir aussi : barre noire
Équivalent étranger : gray rod (en) (EU), grey rod (en) (GB)

  Journal officiel du 18/06/2004
barre noire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Barre de commande constituée de matériaux absorbant les neutrons, et qui contribue au contrôle de la criticité du réacteur nucléaire.
Voir aussi : barre grise
Équivalent étranger : black rod (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
barrière de confinement
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Dispositif capable d'empêcher ou de limiter la dispersion des matières radioactives.
Voir aussi : confinement
Équivalent étranger : confinement barrier (en), containment barrier (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
barrière de diffusion
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Paroi poreuse utilisée pour la séparation des isotopes par diffusion gazeuse.
Voir aussi : diffuseur, diffusion gazeuse, étage de diffusion
Équivalent étranger : diffusion barrier (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
béryllié, -e, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire-Chimie
Définition : Se dit d'une substance contenant du béryllium.
Équivalent étranger : berylliated (en), beryllium-bearing (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
bilan neutronique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Physique des réacteurs
Définition : Bilan, détaillé par type de réaction et par isotope, des productions et des disparitions des neutrons dans un milieu fissile donné.
Note : Les neutrons peuvent disparaître par absorption ou par fuite.
Équivalent étranger : neutron balance (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
blindage, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Dispositif de protection interposé entre une source de rayonnement et une région déterminée.
Note : Pour les dispositifs simples, on utilise le mot « écran ». Pour les dispositifs assurant la protection biologique ou thermique autour du cœur d'un réacteur nucléaire, on utilise le mot « bouclier ».
Voir aussi : bouclier, écran de protection
Équivalent étranger : shield (en), shielding (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2004
blocage de déchets radioactifs
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Immobilisation par prise en masse au sein d'un matériau de façon à obtenir un produit solide, compact et stable, physiquement non dispersable.
Voir aussi : conditionnement de déchets radioactifs, enrobage de déchets radioactifs, matrice de conditionnement
Équivalent étranger : embedding (en), encapsulation (en), radioactive waste immobilisation (en) (GB), radioactive waste immobilization (en) (EU), radioactive waste solidification (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
boîte à gants
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Enceinte étanche et transparente qui est équipée de gants intégrés permettant la manipulation, sous atmosphère contrôlée, de substances nécessitant un confinement.
Équivalent étranger : glove box (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
boucle, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Dispositif permettant de faire circuler un fluide suivant un trajet fermé.
Voir aussi : boucle en pile, réacteur à n boucles
Équivalent étranger : loop (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
boucle en pile
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Boucle expérimentale dont la section d'essai est placée dans un réacteur nucléaire.
Voir aussi : boucle
Équivalent étranger : in-pile loop (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
bouclier, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Blindage entourant le cœur d'un réacteur nucléaire.
Voir aussi : blindage, bouclier biologique, bouclier thermique
Équivalent étranger : shield (en), shielding (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
bouclier biologique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Bouclier dont l'objet principal est de réduire les rayonnements ionisants à un niveau admissible du point de vue biologique.
Voir aussi : bouclier
Équivalent étranger : biological shield (en), biological shielding (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
bouclier thermique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Bouclier destiné à assurer la protection thermique des régions externes au cœur par réduction du flux de rayonnements ionisants et du transfert de chaleur vers ces régions.
Voir aussi : bouclier
Équivalent étranger : thermal shield (en), thermal shielding (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
bouffée de neutrons
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : En cinétique des réacteurs, émission intense et brève de neutrons due, le plus souvent, à la divergence rapide d'un milieu multiplicateur de neutrons.
Note : On trouve aussi, dans une acception voisine, « salve de neutrons ».
Voir aussi : milieu multiplicateur
Équivalent étranger : neutron burst (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
caléfaction, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Processus thermique caractérisé par un mauvais transfert de chaleur entre une paroi et un fluide, et qui résulte de la présence de vapeur.
Voir aussi : assèchement, densité de flux thermique critique
Équivalent étranger : film boiling (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
caloporteur, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Se dit d'un fluide transportant de l'énergie thermique d'un système à un autre et notamment du fluide circulant dans le cœur d'un réacteur nucléaire pour en évacuer la chaleur.
Note : Dans cette acception, on dit aussi « réfrigérant ».
Voir aussi : assèchement, circuit de refroidissement primaire, circuit de refroidissement secondaire, ébullition franche
Équivalent étranger : coolant, n. (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
caloporteur, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Fluide circulant dans le cœur d'un réacteur nucléaire pour en évacuer la chaleur.
Note : Dans cette acception, on dit aussi « réfrigérant ».
Voir aussi : assèchement, ébullition franche
Équivalent étranger : coolant (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 10/11/2007
campagne de combustion en réacteur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Période comprise entre le retour à la criticité, après le renouvellement partiel du combustible, et l'arrêt du réacteur lié au renouvellement suivant.
Note : Le renouvellement du combustible concerne généralement une fraction du cœur de réacteur.
Voir aussi : combustible nucléaire, combustion nucléaire, cœur
Équivalent étranger : operating fuel cycle (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 22 septembre 2000.

  Journal officiel du 20/02/2011
cascade d'enrichissement
Forme abrégée : cascade, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Ensemble des étages de séparation isotopique interconnectés utilisé pour l'enrichissement de l'uranium.
Voir aussi : enrichissement, étage de diffusion
Équivalent étranger : cascade (en), enrichment cascade (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
cellule chaude
Synonyme : cellule de haute activité
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Enceinte destinée au traitement de matières radioactives, et qui assure le confinement et la protection contre les rayonnements par des parois blindées.
Note : Cette enceinte est équipée d'éléments permettant la télémanipulation d'objets irradiants pour analyse et expérimentation.
Voir aussi : confinement, enceinte blindée
Équivalent étranger : hot cell (en)

  Journal officiel du 18/06/2008
cendres, n.f.pl.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Résidu des réactions de fusion.
Note : Pour la réaction de référence deutérium-tritium, les cendres sont de l'hélium.
Équivalent étranger : ashes (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
centrale nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Installation industrielle produisant de l'énergie électrique ou thermique à partir d'un ou plusieurs réacteurs nucléaires.
Voir aussi : îlotage, tranche nucléaire
Équivalent étranger : nuclear power plant (en), NPP (en), nuclear power station (en), NPS (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
cessation définitive d'exploitation
Abréviation : CDE
Domaine : Ingénierie nucléaire/Déconstruction
Définition : Dernière phase de l'exploitation d'une installation nucléaire, comportant les opérations techniques préparatoires à sa mise à l'arrêt définitif.
Note : Ces opérations incluent l'évacuation des matières nucléaires et des substances dangereuses.
Voir aussi : mise à l'arrêt définitif
Équivalent étranger : end of operation (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
chambre à vide
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Enceinte métallique dans laquelle est maintenu le vide nécessaire à la formation et à la stabilisation du plasma thermonucléaire.
Équivalent étranger : vacuum chamber (en), vacuum vessel (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
château de transport
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Conteneur blindé utilisé pour le transport et éventuellement l'entreposage de matières radioactives.
Voir aussi : emballage d'entreposage
Équivalent étranger : cask (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
chaud, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Se dit d'un local ou d'une installation contenant ou pouvant contenir des matières fortement radioactives.
Équivalent étranger : hot (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
chaudière nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Chaudière dans laquelle la source de chaleur est un réacteur nucléaire.
Note : L'ensemble des systèmes compris dans la chaudière est à préciser cas par cas, en tant que de besoin.
Voir aussi : chaufferie nucléaire embarquée, îlot nucléaire, tranche nucléaire
Équivalent étranger : nuclear steam supply system (en), NSSS (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
chaufferie nucléaire embarquée
Domaine : Marine-Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Nom donné aux chaudières nucléaires montées sur des bâtiments de la marine.
Voir aussi : chaudière nucléaire
Équivalent étranger : nuclear steam supply system (en), NSSS (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
chaussette, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Tube étanche fermé à une extrémité permettant d'introduire un objet dans un milieu, sans contact direct.
Voir aussi : doigt de gant
Équivalent étranger : thimble (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 21/09/2005
cible de spallation
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Dispositif mettant en œuvre un matériau lourd destiné à produire, par spallation, des neutrons constituant la source externe d'un système hybride.
Voir aussi : spallation, système hybride
Équivalent étranger : spallation target (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
cinétique d'un réacteur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Étude de la variation temporelle du flux de neutrons dans le cœur d’un réacteur qui résulte de celle de la réactivité ; par extension, cette variation elle-même.
Voir aussi : réactivité
Équivalent étranger : reactor kinetics (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
circuit de refroidissement primaire
Forme abrégée : circuit primaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Système en boucle fermée ou ensemble de boucles fermées qui permet d'extraire la chaleur des éléments combustibles par circulation d'un fluide caloporteur en contact direct avec ces éléments combustibles.
Voir aussi : caloporteur, circuit de refroidissement secondaire, pressuriseur
Équivalent étranger : primary coolant circuit (en), primary coolant system (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
circuit de refroidissement secondaire
Forme abrégée : circuit secondaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Système assurant la circulation du fluide caloporteur qui extrait la chaleur du circuit de refroidissement primaire.
Note : Dans les réacteurs à eau sous pression, ce circuit assure le transfert de la vapeur d'eau des générateurs de vapeur à la turbine.
Voir aussi : caloporteur, circuit de refroidissement primaire
Équivalent étranger : secondary coolant circuit (en), secondary cooling system (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
coefficient de puissance
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Rapport, dans un réacteur nucléaire ou tout autre milieu multiplicateur, de la variation de la réactivité à la variation de puissance qui la provoque.
Voir aussi : milieu multiplicateur
Équivalent étranger : power coefficient of reactivity (en), power coefficient (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
coefficient de température
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Rapport, dans un réacteur nucléaire ou tout autre milieu multiplicateur, de la variation de la réactivité à la variation de la température moyenne qui la provoque.
Voir aussi : milieu multiplicateur
Équivalent étranger : temperature coefficient of reactivity (en), temperature coefficient (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
cœur, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Partie d'un réacteur nucléaire à fission dans laquelle est placé le combustible nucléaire et qui est agencée de manière à permettre une réaction de fission en chaîne.
Note : Dans le langage professionnel, le terme « cœur » désigne aussi la quantité de combustible nucléaire pouvant être contenue dans cette partie.
Voir aussi : campagne de combustion en réacteur, combustible nucléaire, cœur hétérogène, divergence
Équivalent étranger : reactor core (en), core (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 22 septembre 2000.

  Journal officiel du 20/02/2011
cœur hétérogène
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Cœur d'un réacteur à neutrons rapides, dans lequel sont introduits un ou plusieurs assemblages combustibles entièrement ou partiellement fertiles.
Voir aussi : cœur, cœur homogène, fertile
Équivalent étranger : heterogeneous core (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
cœur homogène
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Cœur d'un réacteur à neutrons rapides dans lequel ne sont introduits que des assemblages fissiles.
Voir aussi : cœur hétérogène, fissile, réacteur à neutrons rapides
Équivalent étranger : homogeneous core (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
colis de déchets radioactifs
Forme abrégée : colis de déchets
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Conteneur non récupérable rempli de déchets radioactifs conditionnés.
Voir aussi : conditionnement de déchets radioactifs, conteneur de stockage, stockage de déchets radioactifs
Équivalent étranger : radioactive waste package (en), waste package (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
colis de matières radioactives
Forme abrégée : colis, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Ensemble constitué par un emballage et les matières radioactives qu'il contient.
Voir aussi : emballage de matières radioactives
Équivalent étranger : radioactive material package (en), package (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
combustible à particules
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Élément combustible formé de billes de matière fissile ou fertile de taille millimétrique, enrobées de couches de matériaux, dont une couche poreuse, assurant leur intégrité et le confinement des produits de fission.
Note : Dans les réacteurs à haute température, les billes sont dispersées dans une matrice inerte qui joue le rôle de modérateur.
Voir aussi : couche poreuse, modérateur, réacteur à haute température
Équivalent étranger : coated particle fuel (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
combustible à plaques
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Mince couche de combustible nucléaire placée entre deux lames métalliques qui en constituent la gaine.
Note : Ce type de combustible est utilisé principalement dans les réacteurs de recherche.
Voir aussi : combustible nucléaire, gaine de combustible
Équivalent étranger : plate fuel (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
combustible d'oxyde d'uranium
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Combustible nucléaire qui se présente sous la forme d'oxyde d'uranium naturel, généralement enrichi, ou d'uranium de retraitement enrichi.
Note : On trouve aussi, dans le langage professionnel, les termes « combustible UOx » et « combustible URE », qui désignent respectivement le combustible d'oxyde d'uranium naturel, généralement enrichi, et le combustible d'oxyde d'uranium de retraitement enrichi.
Voir aussi : uranium de retraitement, uranium enrichi
Équivalent étranger : UOX fuel (en), uranium oxide fuel (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
combustible mox
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Combustible nucléaire à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium.
Note : 
1. Ce terme est utilisé essentiellement pour des combustibles de réacteurs à neutrons thermiques. 
2. « Mox » est l'acronyme de « mélange d'oxydes » (en anglais : mixed oxide). 
3. Les variantes « combustible MOX » et « Mox » sont également utilisées.
Voir aussi : combustible nucléaire, mélange primaire
Équivalent étranger : mixed oxide fuel (en), MOX (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
combustible nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Matière contenant des nucléides dont la consommation par fission dans un réacteur nucléaire permet d'y entretenir une réaction en chaîne.
Note : On utilise aussi le terme « combustible nucléaire » pour désigner les éléments façonnés composant le cœur d'un réacteur.
Voir aussi : actinide mineur, barre de dopage, campagne de combustion en réacteur, combustible à plaques, combustible mox, combustible porteur d'actinides mineurs, combustion massique, combustion nucléaire, cycle du combustible, cœur
Équivalent étranger : nuclear fuel (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 01/07/2011
combustible porteur d'actinides mineurs
Forme abrégée : combustible porteur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Combustible nucléaire dans lequel un ou plusieurs actinides mineurs ont été introduits en vue de leur transmutation dans un réacteur.
Voir aussi : actinide mineur, combustible nucléaire, transmutation
Équivalent étranger : MA bearing fuel (en), minor actinide bearing fuel (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
combustible usé
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Combustible nucléaire irradié, déchargé d'un réacteur et dont la matière fissile ne peut être réutilisée sans avoir subi un traitement approprié.
Voir aussi : crédit de combustion, retraitement
Équivalent étranger : spent fuel (en), SF (en), spent nuclear fuel (en), SNF (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
combustion massique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Physique des réacteurs
Définition : Énergie libérée par un combustible nucléaire au sein d'un réacteur en fonctionnement, rapportée à sa masse initiale en métal lourd tel l'uranium, le plutonium ou le thorium.
Note : 
1.    La combustion massique est communément exprimée en mégawattjours par tonne de métal lourd initial (MWj/t).
2.    Le terme « combustion massique » ne doit pas être confondu avec le terme « taux de combustion ».
3.    On trouve aussi le terme « épuisement spécifique », qui est déconseillé.
Voir aussi : combustible nucléaire, combustion nucléaire, taux de combustion
Équivalent étranger : burn-up (en), specific burn-up (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du terme « épuisement spécifique » au Journal officiel du 22 septembre 2000.

  Journal officiel du 22/09/2000
combustion nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Transformation d'atomes provoquée par le fonctionnement d'un réacteur.
Note : 
1. Ce terme peut être appliqué au combustible ou à d'autres matières susceptibles de se transformer par réactions nucléaires.
2. La combustion nucléaire est un phénomène physique que l'on caractérise par deux grandeurs mesurables qui sont la combustion massique et le taux de combustion.
Voir aussi : campagne de combustion en réacteur, combustible nucléaire, combustion massique, taux de combustion
Équivalent étranger : burn up (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
commande d'un réacteur
Forme abrégée : commande, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Voir aussi : conduite d'un réacteur, contrôle d'un réacteur
Équivalent étranger : reactor control (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
condition de fonctionnement
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : État stable d'une installation, ou toute situation transitoire dans laquelle elle se trouve à la suite d'un évènement initiateur.
Voir aussi : dimensionnement, évènement initiateur
Équivalent étranger : plant condition (en), plant operating condition (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
conditionnement de déchets radioactifs
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Ensemble des opérations consistant à mettre les déchets radioactifs sous une forme convenant à leur transport, leur entreposage ou leur stockage.
Note : Ces opérations peuvent comprendre notamment le compactage, l'enrobage, la vitrification, la mise en conteneur.
Voir aussi : blocage de déchets radioactifs, colis de déchets radioactifs, déchet radioactif, enrobage de déchets radioactifs, vitrification de déchets radioactifs
Équivalent étranger : radioactive waste conditioning (en), waste conditioning (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
conduite d'un réacteur
Forme abrégée : conduite, n.f.
Synonyme : pilotage d'un réacteur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Ensemble des opérations de commande et de contrôle d'un réacteur nucléaire.
Voir aussi : commande d'un réacteur, contrôle d'un réacteur
Équivalent étranger : reactor operation (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2008
configuration magnétique toroïdale
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Configuration magnétique destinée à confiner un plasma thermonucléaire, caractérisée par des lignes de champ hélicoïdales qui s'enroulent en engendrant des surfaces toroïdales.
Note : Les principaux dispositifs utilisant une telle configuration sont les tokamaks et les stellarateurs.
Voir aussi : limiteur, stellarateur, tokamak
Équivalent étranger : toroidal magnetic configuration (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
confinement, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Maintien de matières radioactives à l'intérieur d'un espace déterminé grâce à un ensemble de dispositions visant à empêcher leur dispersion en quantités inacceptables au-delà de cet espace ; par extension, ensemble des dispositions prises pour assurer ce maintien.
Voir aussi : barrière de confinement, cellule chaude, enceinte de confinement, enceinte de confinement
Équivalent étranger : confinement (en), containment (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 20/02/2011
conservatif, -ive, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Se dit d'un procédé de calcul ou d'une démarche fondés sur des hypothèses qui majorent les effets des phénomènes pouvant altérer les performances d'un matériau, d'un équipement ou d'une installation et affecter la sûreté nucléaire ou la radioprotection.
Voir aussi : radioprotection, sûreté nucléaire
Équivalent étranger : conservative (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
constante de temps d'un réacteur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Durée nécessaire, après une variation de réactivité, pour que la densité de neutrons dans le cœur d'un réacteur varie du facteur e lorsqu'elle augmente ou diminue de façon exponentielle.
Note : 
1. e désigne la constante de Neper (e = 2,718…).
2. On trouve aussi l'expression « période d'un réacteur », qui n'est pas recommandée.
Équivalent étranger : reactor time constant (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
constriction, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Dans un générateur de vapeur, phénomène d'étranglement des tubes au niveau des orifices de passage dans les plaques entretoises, résultant d'une corrosion accélérée du métal de ces plaques.
Équivalent étranger : denting (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2004
contamination radioactive
Forme abrégée : contamination, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Présence indésirable, à un niveau significatif, de substances radioactives à la surface ou à l'intérieur d'un milieu quelconque.
Voir aussi : décontamination radioactive
Équivalent étranger : radioactive contamination (en), contamination (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 22 septembre 2000.

  Journal officiel du 22/02/2009
conteneur d'entreposage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Récipient destiné à contenir des matières radioactives en vue de leur dépôt temporaire dans une installation spécifique.
Voir aussi : emballage d'entreposage, entreposage de déchets radioactifs
Équivalent étranger : interim storage container (en), storage container (en), intermediate storage container (en), storage container (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
conteneur de stockage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Récipient complémentaire dans lequel peuvent être disposés un ou plusieurs colis de déchets radioactifs en vue de leur stockage dans une installation spécifique.
Voir aussi : colis de déchets radioactifs, stockage de déchets radioactifs
Équivalent étranger : disposal container (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
contrôle d'un réacteur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Ensemble des opérations ayant pour but de connaître l'état de fonctionnement d'un réacteur et d'en permettre la commande.
Voir aussi : commande d'un réacteur, conduite d'un réacteur
Équivalent étranger : control (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 21/09/2005
contrôle-commande, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Ensemble des systèmes qui, dans une installation nucléaire, effectuent automatiquement les mesures, assurent la régulation et la protection ; par extension, les fonctions remplies par ces systèmes.
Équivalent étranger : instrumentation and control system (en), I&C system (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
conversion, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Transformation chimique de l'uranium en vue de son enrichissement, de son entreposage, ou pour la fabrication du combustible nucléaire.
Voir aussi : cycle du combustible
Équivalent étranger : conversion (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
conversion, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Transformation par réaction nucléaire d'un nucléide fertile en un nucléide fissile.
Voir aussi : facteur de conversion, fertile, fissile
Équivalent étranger : conversion (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
corium, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Amas de combustibles et d'éléments de structure du cœur d'un réacteur nucléaire fondus et mélangés, pouvant se former en cas d'accident grave.
Voir aussi : récupérateur de corium
Équivalent étranger : corium (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
couche de demi-atténuation
Abréviation : CDA
Synonyme : épaisseur de demi-atténuation
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Épaisseur d'une substance déterminée qui, interposée sur le trajet d'un faisceau de rayonnement donné, provoque, dans des conditions de bonne géométrie, une atténuation réduisant l'effet du faisceau à 50 % de sa valeur.
Note : Elle est parfois exprimée en termes de masse par unité de surface.
Équivalent étranger : half-value layer (en), HVL (en), half-value thickness (en), HVT (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 03/06/2012
couche poreuse
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Couche de matériau de faible densité faisant partie de l'enrobage d'une bille de combustible à particules, dont les pores offrent un volume d'expansion aux gaz de fission, ce qui permet le gonflement de la matière combustible sans perte d'intégrité.
Voir aussi : combustible à particules
Équivalent étranger : buffer (en), buffer layer (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
couverture, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Matériau à irradier placé à la périphérie du cœur d'un réacteur à fission.
Voir aussi : couverture
Équivalent étranger : blanket (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2008
couverture, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Équipement entourant le plasma thermonucléaire, destiné à absorber les neutrons issus des réactions de fusion et assurant la protection des structures et des composants, contribuant également à celle des personnes.
Voir aussi : couverture, couverture tritigène
Équivalent étranger : blanket (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
couverture fertile
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Couverture constituée d'un matériau fertile.
Note : Par extension, l'ensemble des régions fertiles éventuellement réparties dans le cœur a pu être appelé « couverture interne ». Cette extension est déconseillée.
Voir aussi : couverture porteuse d'actinides mineurs, fertile
Équivalent étranger : blanket (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 01/07/2011
couverture porteuse d'actinides mineurs
Forme abrégée : couverture porteuse
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Couverture fertile dans laquelle un ou plusieurs actinides mineurs ont été introduits en vue de leur transmutation dans un réacteur.
Voir aussi : actinide mineur, couverture fertile, transmutation
Équivalent étranger : minor actinide bearing blanket (en)

  Journal officiel du 18/06/2008
couverture tritigène
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Couverture contenant du lithium, qui produit du tritium par interaction avec des neutrons issus des réactions de fusion.
Note : 
1. Le tritium est nécessaire à l'alimentation des réactions de fusion dans le plasma thermonucléaire.
2. La couverture tritigène contient, outre le lithium, des matériaux multiplicateurs de neutrons, tels que du béryllium ou du plomb.
Voir aussi : couverture
Équivalent étranger : tritium breeding blanket (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
crayon, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Tube de faible diamètre, fermé à ses deux extrémités, constituant du cœur d'un réacteur nucléaire quand il contient une matière fissile, fertile ou absorbante.
Note : Lorsqu'il contient de la matière fissile, le crayon est un élément combustible.
Voir aussi : aiguille, élément combustible, pastille de combustible
Équivalent étranger : rod (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
crédit de combustion langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Sécurité nucléaire
Définition : Différence entre la réactivité, dans un milieu donné, d'un combustible non irradié et celle, de niveau inférieur, de ce même combustible après irradiation.
Note : Le crédit de combustion peut être pris en compte dans les études de criticité.
Voir aussi : combustible usé, sûreté nucléaire
Équivalent étranger : burn-up credit (en), burnup credit (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
critère de défaillance unique
Abréviation : CDU
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Critère pris en compte dans la conception d'un système de sûreté, impliquant que celui-ci soit capable de remplir ses fonctions, même si une défaillance unique affecte l'un de ses équipements.
Voir aussi : défaillance unique
Équivalent étranger : single failure criterion (en), SFC (en), single-failure criterion (en), SFC (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
criticité, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : État d'un milieu dans lequel s'entretient à niveau constant une réaction nucléaire en chaîne.
Note : Le terme « criticalité » ne doit pas être utilisé.
Voir aussi : criticité instantanée, critique, divergence
Équivalent étranger : criticality (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/02/2009
criticité instantanée
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Criticité qui serait atteinte sous l'action des seuls neutrons instantanés et conduirait à une situation accidentelle grave.
Note : On trouve aussi, dans le langage professionnel, l'expression « criticité prompte », qui n'est pas recommandée.
Voir aussi : criticité, neutrons instantanés, neutrons retardés
Équivalent étranger : prompt criticality (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
critique, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Se dit d'un milieu où s'entretient une réaction de fission en chaîne au cours de laquelle apparaissent autant de neutrons qu'il en disparaît.
Note : Le facteur de multiplication est alors strictement égal à 1 et la réaction est exactement entretenue.
Voir aussi : criticité, facteur de multiplication, masse critique, sous-critique, surcritique, taille critique
Équivalent étranger : critical (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
cycle du combustible
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Ensemble des opérations industrielles auquel est soumis le combustible nucléaire.
Note : Ces opérations comprennent notamment : l'extraction et le traitement du minerai, la conversion, l'enrichissement, la fabrication du combustible, le retraitement, le recyclage des matières fissiles récupérées et la gestion des déchets.
Voir aussi : combustible nucléaire, conversion, enrichissement, gestion de déchets radioactifs, retraitement
Équivalent étranger : fuel cycle (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2004
débit de dose
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Quotient de l'accroissement de dose par l'intervalle de temps.
Voir aussi : dose
Équivalent étranger : dose rate (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
déchet à vie courte
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Déchet radioactif contenant essentiellement des radionucléides dont la période radioactive est supérieure ou égale à 100 jours et inférieure ou égale à 31 ans.
Note : L'isotope 137 du césium, l'isotope 60 du cobalt et l'isotope 90 du strontium sont des exemples de radionucléides de période supérieure ou égale à 100 jours et inférieure ou égale à 31 ans.
Voir aussi : déchet à vie longue, déchet à vie très courte, déchet radioactif, période d'un nucléide radioactif
Équivalent étranger : short-lived radioactive waste (en)

  Journal officiel du 25/07/2012
déchet à vie longue
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Déchet radioactif contenant, autrement qu'à l'état de traces, des radionucléides dont la période radioactive est supérieure à 31 ans.
Note : L'isotope 241 de l'américium, l'isotope 14 du carbone et l'isotope 129 de l'iode sont des exemples de radionucléides de période supérieure à 31 ans.
Voir aussi : déchet à vie courte, déchet à vie très courte, déchet radioactif, période d'un nucléide radioactif
Équivalent étranger : long-lived radioactive waste (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 3 juin 2012.

  Journal officiel du 03/06/2012
déchet à vie très courte
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Déchet radioactif contenant essentiellement des radionucléides dont la période radioactive est inférieure à 100 jours.
Note : L'isotope 131 de l'iode, l'isotope 133 du xénon et l'isotope 169 de l'erbium sont des exemples de radionucléides de période inférieure à 100 jours.
Voir aussi : déchet à vie courte, déchet à vie longue, déchet radioactif, période d'un nucléide radioactif
Équivalent étranger : very-short-lived radioactive waste (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
déchet conventionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Exploitation des réacteurs
Définition : Déchet non radioactif provenant d'une installation nucléaire de base et qui, à ce titre, fait l'objet d'une gestion spécifique.
Voir aussi : déchet nucléaire, déchet ordinaire, installation nucléaire de base, zonage de déchets

  Journal officiel du 22/02/2009
déchet nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Exploitation des réacteurs
Définition : Déchet radioactif ou déchet susceptible d'avoir été contaminé ou activé, provenant d'une installation nucléaire de base, et qui, à ce titre, est pris en charge par les filières d'élimination des déchets radioactifs.
Voir aussi : déchet conventionnel, déchet ordinaire, déchet radioactif, installation nucléaire de base, zonage de déchets
Équivalent étranger : nuclear waste (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
déchet ordinaire
Synonyme : déchet classique langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Exploitation des réacteurs
Définition : Déchet provenant d'un site nucléaire, pris en charge par les filières d'élimination soit des déchets ménagers ou assimilés, soit des déchets industriels.
Voir aussi : déchet conventionnel, déchet nucléaire, déchet radioactif, zonage de déchets

  Journal officiel du 01/07/2011
déchet radioactif
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Objet ou matière contenant des substances radioactives, dont aucun usage ultérieur n'est envisagé et dont la radioactivité entraîne une gestion spécifique.
Voir aussi : conditionnement de déchets radioactifs, déchet à vie courte, déchet à vie longue, déchet à vie très courte, déchet nucléaire, déchet ordinaire, entreposage de déchets radioactifs, gestion de déchets radioactifs
Équivalent étranger : radioactive waste (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 3 août 2000.

  Journal officiel du 03/08/2000
déclassement, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Déconstruction
Définition : Ensemble des opérations administratives et règlementaires destinées soit à classer une installation nucléaire dans une catégorie inférieure, soit à en supprimer le classement initial.
Voir aussi : déconstruction, démantèlement
Équivalent étranger : decommissioning (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
déconstruction, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Déconstruction
Définition : Ensemble des opérations administratives et techniques conduisant dans un délai donné, par une suite programmée de démantèlements successifs, à l'élimination totale d'une installation nucléaire et à la complète réhabilitation du site.
Voir aussi : déclassement, démantèlement, mise à l'arrêt définitif
Équivalent étranger : deconstruction (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
décontamination radioactive
Forme abrégée : décontamination, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Déconstruction
Définition : Élimination partielle ou totale d'une contamination radioactive par des moyens permettant la récupération contrôlée des substances contaminantes.
Voir aussi : assainissement radioactif, contamination radioactive
Équivalent étranger : radioactive decontamination (en), decontamination (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
décorporation, n.f.
Domaine : Santé et médecine-Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Traitement visant à éliminer de l'organisme, au moyen d'une substance chimique, des éléments radioactifs ou toxiques qui ont été incorporés.
Note : La substance chimique utilisée est appelée « décorporant » (en anglais : decorporation agent).
Voir aussi : radiotoxicité
Équivalent étranger : decorporation (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
défaillance unique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Dysfonctionnement isolé qui affecte un équipement et l'empêche de remplir sa fonction.
Voir aussi : critère de défaillance unique
Équivalent étranger : single failure (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
défense en profondeur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Ensemble de lignes de protection successives destinées à prévenir un accident nucléaire ou à en limiter les conséquences.
Note : Les défaillances susceptibles de conduire à un accident peuvent concerner les dispositifs, les équipements et les procédures.
Équivalent étranger : defence in depth (en) (GB), defense in depth (en) (EU)

  Journal officiel du 03/08/2000
démantèlement, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Déconstruction
Définition : Ensemble des opérations techniques qui conduisent une installation nucléaire à un niveau de déclassement choisi.
Voir aussi : déclassement, déconstruction, sécurité nucléaire, sûreté nucléaire
Équivalent étranger : dismantling (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
densité de flux thermique critique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Valeur de la densité du flux thermique à travers une paroi chauffante mouillée, correspondant soit à la caléfaction, soit à l'assèchement de cette paroi.
Note : 
1. L'apparition du flux critique peut provoquer la crise d'ébullition.
2. La forme abrégée « flux critique » est la dénomination courante, utilisée lorsqu'il ne peut y avoir de doute sur la nature du flux considéré.
Voir aussi : assèchement, caléfaction, rapport de flux thermique critique
Équivalent étranger : stripping (en)

Source : Arrêté du 18 février 1987

  Journal officiel du 20/02/2011
détritiation, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Procédé d'extraction du tritium des équipements ou matériaux dans lesquels il est présent.
Voir aussi : tritié, -e
Équivalent étranger : detritiation (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
diffuseur, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Élément principal d'un étage de diffusion, constitué d'un assemblage de barrières de diffusion montées en parallèle.
Voir aussi : barrière de diffusion
Équivalent étranger : diffuser (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
diffusion, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Processus dans lequel un changement de direction et d'énergie d'une particule incidente ou d'un rayonnement incident est provoqué par une collision avec une autre particule ou un système de particules.
Note : Ce processus joue un rôle très important dans le fonctionnement des réacteurs nucléaires et est, en particulier, volontairement utilisé pour le ralentissement des neutrons dans les réacteurs dits « à neutrons lents ».
Voir aussi : ralentissement des neutrons, rétrodiffusion
Équivalent étranger : scattering (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2004
diffusion gazeuse
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Procédé de séparation isotopique de l'uranium en phase gazeuse, basé sur la différence des vitesses de passage, à travers des parois poreuses, de gaz de masses moléculaires différentes.
Note : Dans l'industrie, ce procédé est appliqué à l'enrichissement de l'uranium en isotope 235. Le gaz utilisé est l'hexafluorure d'uranium, qui traverse un grand nombre de parois poreuses - dites « barrières de diffusion » - jusqu'à atteindre le taux d'enrichissement recherché.
Voir aussi : barrière de diffusion
Équivalent étranger : gaseous diffusion (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
dimensionnement, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Détermination des caractéristiques d'une installation lors de sa conception pour satisfaire à des critères préétablis et à la pratique règlementaire.
Voir aussi : condition de fonctionnement
Équivalent étranger : design basis (en), basis (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 20/02/2011
divergence, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Technologie des réacteurs
Définition : État d'un réacteur à l'instant où la criticité du cœur est atteinte ; par extension, séquence de démarrage d'un réacteur nucléaire qui précède l'atteinte de la criticité du cœur.
Voir aussi : criticité, cœur
Équivalent étranger : divergence (en)

  Journal officiel du 18/06/2008
diverteur, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Équipement qui, dans une configuration magnétique toroïdale, modifie localement les lignes de champ au bord du plasma thermonucléaire, permettant ainsi d'en extraire des particules.
Note : Les principales particules extraites sont les impuretés et les cendres dont l'accumulation conduirait à l'arrêt des réactions thermonucléaires.
Voir aussi : limiteur
Équivalent étranger : divertor (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
doigt de gant
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Tube de petit diamètre fermé à une extrémité et permettant d'effectuer certains échanges entre des milieux physiques séparés.
Voir aussi : chaussette
Équivalent étranger : thimble (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 03/06/2012
domaine de fonctionnement
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Ensemble des valeurs de paramètres physiques comprises entre des limites dont le respect permet l'exploitation d'une installation conformément aux exigences de sûreté.
Note : Les paramètres qui définissent le domaine de fonctionnement sont par exemple la température et la pression du fluide primaire, la puissance du cœur, la quantité de substances radioactives.
Équivalent étranger : operational limits and conditions (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
dommage d'irradiation
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Modification de la structure d'un matériau sous l'effet d'un rayonnement, entraînant une détérioration de ses propriétés initiales.
Note : Dans le cas d'une irradiation neutronique, ce dommage peut être quantifié en nombre de déplacements par atome.
Voir aussi : nombre de déplacements par atome
Équivalent étranger : irradiation damage (en), radiation damage (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
dose, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Quantité d'énergie communiquée à un milieu par un rayonnement ionisant.
Note : Ce terme général prend un sens particulier lorsqu'il est employé en association avec un ou plusieurs adjectifs qualificatifs tels que « absorbée », « collective », « efficace », « équivalente », « individuelle ».
Voir aussi : débit de dose, dose évitable, dose prévisible, dosimètre, seuil d'investigation
Équivalent étranger : dose (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
dose à l'organe
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Dose absorbée ou équivalente reçue par un organe ou un tissu.
Voir aussi : dose absorbée, dose équivalente
Équivalent étranger : organ dose (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
dose absorbée
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Énergie d'un rayonnement ionisant absorbée par unité de masse.
Note : L'unité de dose absorbée est le J.kg-1. Le nom de cette unité est le gray (Gy).
Voir aussi : dose à l'organe
Équivalent étranger : absorbed dose (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
dose collective
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Dose reçue par une population, définie comme le produit du nombre d'individus par la dose moyenne équivalente ou efficace reçue par cette population.
Note : La dose collective s'exprime en homme.sieverts.
Voir aussi : dose efficace, dose équivalente
Équivalent étranger : collective dose (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
dose efficace
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Somme des doses équivalentes reçues par les différents organes et tissus d'un individu, pondérées par un facteur propre à chaque tissu ou organe.
Note : 
1. L'unité de dose efficace est le sievert (Sv).
2. L'expression « dose effective » est impropre.
Voir aussi : dose collective, dose prévisible
Équivalent étranger : effective dose (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
dose équivalente
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Produit de la dose absorbée dans un tissu ou un organe par un facteur de pondération tenant compte de l'effet biologique lié à la nature et à l'énergie du rayonnement.
Note : 
1. L'unité de dose équivalente est le sievert (Sv).
2. L'expression « équivalent de dose » est obsolète.
3. La dose équivalente résulte de rayonnements ionisants dont les sources peuvent se trouver à l'extérieur ou à l'intérieur du tissu ou de l'organe concerné.
Voir aussi : dose à l'organe, dose collective, dose prévisible
Équivalent étranger : equivalent dose (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
dose évitable
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Écart entre la dose que recevrait une personne exposée à un rayonnement en l'absence de protection et la dose qu'elle recevrait si elle était protégée.
Voir aussi : dose
Équivalent étranger : avertable dose (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
dose létale
Domaine : Chimie-Ingénierie nucléaire
Définition : Dose nucléaire ou chimique mortelle.
Équivalent étranger : lethal dose (en)

Source : Arrêté du 5 octobre 1984

  Journal officiel du 22/09/2000
dose létale moyenne
Domaine : Ingénierie nucléaire-Chimie
Définition : 
1. Quantité d'irradiation nucléaire absorbée par l'ensemble du corps et qui, après un temps d'examen, provoque la mort pour 50 % des personnes exposées.
2. Dose d'un agent chimique toxique qui provoque la mort pour 50 % des personnes exposées.
Équivalent étranger : mean lethal dose (en)

Source : Arrêté du 17 avril 1989

  Journal officiel du 21/09/2005
dose prévisible
Synonyme : dose prévisionnelle langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Dose évaluée a priori en supposant qu'aucune action protectrice ou corrective n'est entreprise.
Voir aussi : dose, dose efficace, dose équivalente
Équivalent étranger : projected dose (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
dosimètre, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Appareil permettant de mesurer une dose.
Voir aussi : dose
Équivalent étranger : dosemeter (en), dosimeter (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
durée de vie de conception
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Période durant laquelle une installation ou un composant sont en mesure de fonctionner conformément aux spécifications définies lors des études de conception.
Équivalent étranger : design life-time (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
ébullition franche
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Ébullition nucléée qui se produit lorsque le fluide caloporteur se trouve aux conditions de saturation.
Voir aussi : caloporteur, caloporteur, ébullition nucléée
Équivalent étranger : saturated boiling (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
ébullition nucléée
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Ébullition caractérisée par la formation de minuscules gouttes de vapeur.
Voir aussi : ébullition franche
Équivalent étranger : nucleate boiling (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2004
échelle internationale des évènements nucléaires
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Classement des évènements nucléaires par ordre croissant de gravité.
Note : 
1. L'échelle internationale des évènements nucléaires, destinée à l'information du public, comporte sept niveaux de gravité définis conjointement par l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) et l'Agence pour l'énergie nucléaire de l'Organisation de coopération et de développement économique (OCDE).
2. On trouve également « échelle INES » d'après l'expression anglaise International Nuclear Event Scale.
Voir aussi : évènement nucléaire
Équivalent étranger : international nuclear event scale (en), INES (en)

  Journal officiel du 31/05/2012
effet falaise
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Altération brutale du comportement d'une installation, que suffit à provoquer une légère modification du scénario envisagé pour un accident dont les conséquences sont alors fortement aggravées.
Équivalent étranger : cliff edge effect (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
efficacité d'une barre de commande
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Grandeur représentant l'antiréactivité provoquée par une barre de commande lorsque celle-ci est totalement insérée dans le cœur.
Note : L'expression « poids d'une barre de commande » est déconseillée en ce sens.
Voir aussi : antiréactivité, barre de commande
Équivalent étranger : control rod worth (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
effluent radioactif
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Gaz ou liquide contenant des substances radioactives, sous-produit d'un processus industriel ou de laboratoire, qui peut être recyclé, traité ou rejeté dans l'environnement.
Note : Les rejets d'effluents radioactifs dans l'environnement sont soumis à autorisation et à contrôle.
Équivalent étranger : radioactive effluent (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
élément combustible
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Le plus petit constituant d'un cœur de réacteur, ayant une structure propre et contenant du combustible nucléaire.
Voir aussi : assemblage combustible, crayon, inétanche, rupté, -e
Équivalent étranger : fuel element (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
emballage d'entreposage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Conteneur de transport également conçu pour l’entreposage de matières radioactives.
Voir aussi : château de transport, conteneur d'entreposage, emballage de matières radioactives
Équivalent étranger : dual purpose cask (en), dual purpose packaging (en), transport and storage cask (en), transport and storage packaging (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
emballage de matières radioactives
Forme abrégée : emballage, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Ensemble des composants nécessaires pour confiner et permettre de transporter de façon sûre une matière radioactive.
Voir aussi : colis de matières radioactives, emballage d'entreposage, emballage extérieur de matières radioactives, enceinte de confinement
Équivalent étranger : packaging (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
emballage extérieur de matières radioactives
Forme abrégée : emballage extérieur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Dispositif placé à l'extérieur d'un emballage et comportant des matériaux assurant une protection supplémentaire pendant le transport.
Note : Le terme anciennement utilisé, « coque de transport », est à éviter dans ce sens. 
Voir aussi : emballage de matières radioactives, suremballage
Équivalent étranger : outer packaging (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2004
enceinte blindée
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Cellule chaude permettant le traitement de matières de très haute activité.
Note : Les enceintes blindées sont utilisées notamment pour le conditionnement, l'analyse et l'expertise d'échantillons de combustibles irradiés.
Voir aussi : cellule chaude
Équivalent étranger : shielded cell (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
enceinte de confinement
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Bâtiment spécifique, dans lequel est enfermé un réacteur ou une installation nucléaire, destiné à assurer le confinement des matières radioactives, notamment en cas d'accident ou de situations accidentelles.
Voir aussi : confinement
Équivalent étranger : containment building (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
enceinte de confinement
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Partie d'un emballage de transport de matières radioactives visant à assurer le confinement de ces matières.
Voir aussi : confinement, emballage de matières radioactives
Équivalent étranger : containment system (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 21/09/2005
énergie potentielle alpha
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Grandeur destinée à évaluer la nuisance des descendants à vie courte du radon dans l'air, notamment dans les mines d'uranium.
Équivalent étranger : potential alpha energy (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
enrichissement, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Processus par lequel est accrue la teneur d'un élément chimique en un de ses isotopes.
Note : 
1. Ce processus conduit à la séparation du produit en deux parties dites respectivement « enrichie » et « appauvrie » en l'isotope recherché. Exemple : enrichissement de l'uranium en isotope 235.
2. Ce terme est parfois utilisé, de façon impropre, pour désigner la teneur en isotope fissile dans le cas de l'uranium.
Voir aussi : cascade d'enrichissement, cycle du combustible, séparation isotopique, uranium enrichi
Équivalent étranger : enrichment (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
enrobage de déchets radioactifs
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Type de blocage satisfaisant à des tests spécifiques de confinement des radionucléides.
Voir aussi : blocage de déchets radioactifs, conditionnement de déchets radioactifs, matrice de conditionnement
Équivalent étranger : embedding (en), encapsulation (en), radioactive waste immobilisation (en) (GB), radioactive waste immobilization (en) (EU), radioactive waste solidification (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
entreposage de déchets radioactifs
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Dépôt temporaire de déchets radioactifs.
Note : L'emploi des termes « stockage intérimaire », « stockage provisoire », « stockage temporaire de déchets radioactifs  » est déconseillé.
Voir aussi : conteneur d'entreposage, déchet radioactif, stockage de déchets radioactifs
Équivalent étranger : intermediate radioactive waste storage (en), radioactive waste storage (en), interim radioactive waste storage (en), waste storage (en)

  Journal officiel du 18/06/2008
équilibre de puissance
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : État d'un plasma thermonucléaire tel que la puissance produite par les réactions de fusion est égale à la puissance externe qui lui est fournie.
Voir aussi : facteur d'amplification, fusion thermonucléaire, génération de courant, ignition d'un plasma thermonucléaire
Équivalent étranger : break-even (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
étage de diffusion
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Chacun des modules successifs de séparation isotopique qui, dans une usine d'enrichissement de l'uranium par diffusion gazeuse, est caractérisé notamment par les teneurs isotopiques du gaz à son entrée et à ses sorties.
Note : Une usine d'enrichissement de l'uranium peut comporter plus de mille étages de diffusion.
Voir aussi : barrière de diffusion, cascade d'enrichissement
Équivalent étranger : stage (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
étude probabiliste de la sûreté
Abréviation : EPS
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Étude de la probabilité de scénarios d'accidents prenant en compte la fiabilité des systèmes de sûreté et l'efficacité de la réaction des opérateurs.
Équivalent étranger : probabilistic safety analysis (en), PSA (en), probabilistic safety assessment (en), PSA (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
évènement initiateur langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Évènement susceptible de provoquer une variation de certains paramètres physiques d'une installation conduisant à sortir des limites de fonctionnement normal.
Note : Une défaillance d'équipement ou une agression sont des exemples d'évènement initiateur.
Voir aussi : condition de fonctionnement
Équivalent étranger : initiating event (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
évènement nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Écart, anomalie, incident ou accident dans le fonctionnement d'une installation nucléaire ou dans le transport de matières radioactives et susceptible d'en affecter la sûreté ou la radioprotection.
Voir aussi : échelle internationale des évènements nucléaires
Équivalent étranger : nuclear event (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
excursion de puissance
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Augmentation très rapide et momentanée de la puissance d'un réacteur au-delà de la puissance de fonctionnement.
Note : Ce phénomène transitoire peut être provoqué dans des réacteurs expérimentaux.
Équivalent étranger : power excursion (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
facteur antitrappe
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Probabilité pour qu'un neutron traverse, dans un processus donné de ralentissement sans fuite, toute la gamme des énergies de résonance, ou une partie spécifiée de celle-ci, sans être absorbé.
Note : Cette appellation est motivée par le fait que la probabilité de capture d'un neutron par un noyau donné augmente considérablement lorsque l'énergie cinétique du neutron passe, au cours de son ralentissement, par certaines valeurs, appelées « énergies de résonance », qui constituent de ce fait des pièges ou trappes d'absorption.
Voir aussi : ralentissement des neutrons
Équivalent étranger : resonance escape probability (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 20/02/2011
facteur d'amplification
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Rapport entre la puissance produite par les réactions de fusion dans un plasma thermonucléaire et la puissance qui lui est fournie par les systèmes de chauffage.
Note : Lorsque le facteur d'amplification est égal à 1, le plasma est dit à l'équilibre de puissance.
Voir aussi : équilibre de puissance
Équivalent étranger : power amplification (en), power amplification factor (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
facteur de conversion
Synonyme : rapport de conversion, taux de conversion
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Rapport, pour un intervalle de temps donné, du nombre de nucléides fissiles produits au nombre de nucléides fissiles détruits.
Voir aussi : conversion, fissile, sous-génération, surgénération
Équivalent étranger : conversion ratio (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
facteur de multiplication
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Rapport, pour un intervalle de temps donné, du nombre de neutrons produits par fission au nombre de neutrons disparus.
Note : 
1. Le facteur de multiplication est désigné généralement par le symbole k. 
2. Ce rapport exclut les neutrons produits par une source externe.
Voir aussi : critique, facteur de multiplication effectif, facteur de multiplication infini
Équivalent étranger : multiplication constant (en), multiplication factor (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
facteur de multiplication effectif
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Facteur de multiplication d'un milieu de composition et de géométrie données.
Note : Le facteur de multiplication effectif est désigné généralement par le symbole keff.
Voir aussi : facteur de multiplication, réactivité, sous-critique, surcritique
Équivalent étranger : effective multiplication constant (en), effective multiplication factor (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
facteur de multiplication infini
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Facteur de multiplication d'un milieu infini de composition donnée ou d'un réseau se répétant à l'infini.
Note : Le facteur de multiplication infini est désigné généralement par le symbole k∞.
Voir aussi : facteur de multiplication
Équivalent étranger : infinite multiplication constant (en), infinite multiplication factor (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
fantôme, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Mannequin ou modèle mathématique utilisé pour simuler les effets des rayonnements sur l'organisme.
Équivalent étranger : phantom (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
fertile, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Se dit d'un nucléide susceptible d'être transformé, directement ou indirectement, en un nucléide fissile par capture de neutrons.
Voir aussi : conversion, couverture fertile, cœur hétérogène, fissile, matière nucléaire
Équivalent étranger : fertile (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 03/08/2000
filière de réacteurs
Forme abrégée : filière, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Catégorie de réacteurs présentant des caractéristiques communes relatives à la nature et à l'agencement du combustible, du modérateur éventuel et du fluide de refroidissement.
Équivalent étranger : reactor system (en), reactor type (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
fissible, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Se dit d’un nucléide susceptible de subir une fission sous l’effet de neutrons d’énergie supérieure à une valeur seuil propre à ce nucléide, appelée « seuil de fission » ; par extension, se dit de la matière qui contient de tels nucléides.
Note : Par exemple, l'uranium 238, le thorium 232, le curium 244, l'américium 241, l'américium 243 et le californium 252 sont fissibles.
Équivalent étranger : fissible (en), threshold fissioner, n. (en), threshold fissioning (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
fissile, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Se dit d'un nucléide dont les noyaux sont susceptibles de subir une fission sous l'effet de neutrons de toutes énergies, aussi faibles soient-elles.
Note : 
1. Exemples : l'uranium 233, l'uranium 235, le plutonium 239.
2. L'adjectif « fissile » n'est pas applicable aux nucléides qui se prêtent à la fission pour des neutrons dont l'énergie est supérieure à une certaine valeur appelée « seuil de fission » (exemples : le thorium 232, l'uranium 238, le plutonium 240). 
Voir aussi : conversion, cœur homogène, facteur de conversion, fertile, modérateur, retraitement, surgénérateur
Équivalent étranger : fissile (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 21/09/2005
fission, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Division d'un noyau lourd en deux fragments dont les masses sont du même ordre de grandeur, qui s'accompagne de l'émission de neutrons, de rayons gamma et d'une quantité d'énergie élevée.
Note : Les neutrons produits lors de la fission sont eux-mêmes aptes, sous certaines conditions physiques, à provoquer de nouvelles fissions, d'où la possibilité d'une réaction de fission en chaîne auto-entretenue.
Voir aussi : fission rapide, fission spontanée, fission thermique, neutrons rapides, neutrons thermiques, réaction de fission en chaîne
Équivalent étranger : nuclear fission (en), fission (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
fission rapide
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Fission provoquée par des neutrons rapides.
Voir aussi : fission, neutrons rapides
Équivalent étranger : fast neutron fission (en), fast fission (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
fission spontanée
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Fission qui, pour certains nucléides, se produit naturellement.
Voir aussi : fission
Équivalent étranger : spontaneous fission (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
fission thermique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Fission provoquée par des neutrons thermiques.
Voir aussi : fission, neutrons thermiques
Équivalent étranger : thermal neutron fission (en), thermal fission (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
fluence, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : 
1. Intégrale d'une densité de flux de particules sur un intervalle de temps donné.
2. Quotient, en un point donné, du nombre de particules qui pénètrent, en un intervalle de temps donné, dans une petite sphère centrée en ce point, par l'aire du grand cercle de cette sphère.
Équivalent étranger : fluence (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2004
fonctionnement en base langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Production continue d'énergie électrique par une tranche nucléaire fonctionnant à puissance constante (en général à la puissance nominale du réacteur).
Équivalent étranger : base load operation (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
fonctionnement en suivi de charge langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Production d'énergie électrique par une tranche nucléaire, obtenue en préréglant la puissance fournie en fonction de la consommation d'électricité prévue pour la journée concernée.
Équivalent étranger : load following operation (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
furet, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Ensemble comprenant un tube convoyeur reliant un laboratoire à une source d'irradiation, dans lequel est propulsée une navette contenant des échantillons à irradier à des fins expérimentales.
Note : Le furet permet des irradiations de courte durée et surtout des temps de transit réduits entre la source d'irradiation et le laboratoire.
Équivalent étranger : rabbit (en), shuttle (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 21/09/2005
fusion thermonucléaire
Forme abrégée : fusion, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Réaction entre deux noyaux légers aboutissant à la production d'un noyau plus lourd que l'un quelconque des noyaux initiaux et dégageant une grande quantité d'énergie.
Voir aussi : équilibre de puissance, fusionnable, ignition d'un plasma thermonucléaire, stellarateur, tokamak
Équivalent étranger : thermonuclear fusion (en), fusion (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
fusionnable, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Se dit d'un nucléide dont le noyau est susceptible de participer à une réaction de fusion thermonucléaire.
Note : 
1. L'hydrogène, le deutérium et le tritium sont des nucléides fusionnables.
2. Le terme « fusible » est déconseillé en ce sens.
Voir aussi : fusion thermonucléaire, matière nucléaire
Équivalent étranger : fusionable (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
gainage, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Ensemble des opérations au cours desquelles le combustible nucléaire est introduit dans une enveloppe protectrice.
Note : Le terme « gainage » ne doit pas être employé au sens de « gaine ».
Voir aussi : gaine de combustible
Équivalent étranger : cladding (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
gaine de combustible
Forme abrégée : gaine, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Enveloppe scellée contenant du combustible nucléaire, qui assure le confinement des matières radioactives et la protection du combustible contre les agressions du caloporteur.
Voir aussi : combustible à plaques, gainage
Équivalent étranger : fuel clad (en)

  Journal officiel du 18/06/2008
génération de courant
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Production d'un courant électrique dans le plasma d'un tokamak, de façon à assurer son fonctionnement en régime établi.
Voir aussi : équilibre de puissance, tokamak
Équivalent étranger : current drive (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
gestion de déchets radioactifs
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Ensemble des dispositions et opérations règlementaires et techniques relatives aux déchets radioactifs depuis leur production jusqu'à leur stockage inclusivement, destinées à assurer la protection des personnes et de l'environnement.
Voir aussi : cycle du combustible, déchet radioactif
Équivalent étranger : radioactive waste management (en), waste management (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
groupe de référence
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Groupe de personnes représentatif de la partie d'une population la plus exposée à une source.
Note : L'expression « groupe critique », précédemment employée dans cette acception, est obsolète.
Équivalent étranger : critical group (en), reference group (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
homme de référence langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Individu-type dont les caractéristiques anatomiques et physiologiques ont été définies à des fins d'évaluation en matière de radioprotection.
Équivalent étranger : reference man (en)

  Journal officiel du 18/06/2008
ignition d'un plasma thermonucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : État d'un plasma thermonucléaire tel que la puissance produite par les réactions de fusion est suffisante pour qu'il se maintienne sans apport externe de puissance.
Voir aussi : équilibre de puissance, fusion thermonucléaire
Équivalent étranger : thermonuclear plasma ignition (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
îlot classique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Ensemble des installations complémentaires de celles de l'îlot nucléaire, nécessaires à la production d'énergie.
Note : L'expression « îlot conventionnel » est déconseillée.
Voir aussi : îlot nucléaire
Équivalent étranger : conventional island (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
îlot nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Ensemble englobant la chaudière nucléaire et les installations relatives au combustible, ainsi que les équipements nécessaires au fonctionnement et à la sécurité de cet ensemble.
Voir aussi : chaudière nucléaire, îlot classique, sécurité nucléaire
Équivalent étranger : nuclear island (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
îlotage, n.m. langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : 
1. Régime de fonctionnement d'une tranche nucléaire dont l'énergie n'alimente que ses propres auxiliaires électriques, sans couplage au réseau.
2. Par extension, passage à ce régime de fonctionnement.
Voir aussi : centrale nucléaire
Équivalent étranger : house load operation (en) [1.], load rejection (en) [2.], return to house loading (en) [2.], trip to house load (en) [2.]

  Journal officiel du 21/09/2005
incorporation, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Activité des radionucléides pénétrant dans l'organisme par inhalation, ingestion ou voie cutanée à partir du milieu ambiant.
Équivalent étranger : intake (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
inétanche, adj. langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Se dit de la gaine endommagée d'un élément combustible, qui n'assure plus la fonction de confinement des gaz mais encore celle de la matière solide ; par extension, se dit de l'élément combustible lui-même.
Voir aussi : élément combustible, rupté, -e

  Journal officiel du 21/09/2005
installation nucléaire de base
Abréviation : INB
Domaine : Ingénierie nucléaire/Réglementation nucléaire
Définition : Installation nucléaire qui, de par sa nature, ou en raison de la quantité ou de l'activité de toutes les substances radioactives qu'elle contient, est soumise à une réglementation spécifique.
Voir aussi : déchet conventionnel, déchet nucléaire, réexamen de sûreté, zonage de déchets
Équivalent étranger : basic nuclear facility (en), basic nuclear installation (en), regulated nuclear facility (en), regulated nuclear installation (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
laboratoire chaud
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Laboratoire équipé pour la manipulation ou le traitement de substances fortement radioactives.
Équivalent étranger : hot laboratory (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2008
limiteur, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Barrière matérielle délimitant, dans certaines configurations magnétiques toroïdales, le volume occupé par le plasma thermonucléaire pour empêcher que celui-ci n’entre en contact avec la chambre à vide.
Note : Le limiteur ne modifie pas la configuration magnétique. Il est utilisé pour protéger les autres équipements présents à proximité du plasma et, éventuellement, évacuer les particules s'écoulant au bord du plasma et l'énergie associée.
Voir aussi : configuration magnétique toroïdale, diverteur
Équivalent étranger : limiter (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
masse critique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Masse de matières fissiles qui rend critique un milieu de configuration géométrique et de composition déterminées.
Voir aussi : critique
Équivalent étranger : critical mass (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
matière nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Cycle du combustible
Définition : Matière fertile, fissile ou fusionnable qui est mise en œuvre dans le cycle du combustible ou entre dans la fabrication d'armes nucléaires.
Voir aussi : fertile, fusionnable
Équivalent étranger : nuclear material (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
matrice de conditionnement
Forme abrégée : matrice, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Matériau assurant l'enrobage ou le blocage de déchets radioactifs.
Voir aussi : blocage de déchets radioactifs, enrobage de déchets radioactifs
Équivalent étranger : encapsulation matrix (en), matrix (en), immobilizing matrix (en), matrix (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
mélange primaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Mélange de poudres d'oxydes d'uranium et de plutonium, de teneur élevée en plutonium, utilisé comme produit intermédiaire pour la fabrication du combustible mox.
Voir aussi : combustible mox, mélange secondaire
Équivalent étranger : primary blend (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
mélange secondaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Mélange de poudres d'oxydes d'uranium et de plutonium, de teneur finale en plutonium spécifiée, obtenu à partir de mélange primaire et d'oxydes d'uranium.
Voir aussi : mélange primaire
Équivalent étranger : secondary blend (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
milieu multiplicateur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Milieu où peuvent se produire des réactions de fission en chaîne.
Voir aussi : bouffée de neutrons, coefficient de puissance, coefficient de température, poison neutronique
Équivalent étranger : multiplying medium (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
mise à l'arrêt définitif langage professionnel
Abréviation : MAD langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Déconstruction
Définition : Ensemble des procédures administratives et des opérations techniques destinées à interrompre de façon progressive et irréversible le fonctionnement d'une installation nucléaire en vue de sa déconstruction.
Voir aussi : cessation définitive d'exploitation, déconstruction
Équivalent étranger : final shutdown (en), permanent closure (en) (GB), permanent shutdown (en) (EU)

  Journal officiel du 22/09/2000
modérateur, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Matériau destiné à ralentir les neutrons issus de la fission.
Note : On emploie souvent le terme « modérer » pour désigner l'action d'un modérateur.
Voir aussi : combustible à particules, fissile, neutrons thermiques, ralentissement des neutrons, réacteur à eau bouillante, réacteur à eau sous pression, réacteur à neutrons thermiques
Équivalent étranger : moderator (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
neutronographie, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Radiographie effectuée à l'aide de neutrons.
Équivalent étranger : neutron radiography (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/02/2009
neutrons instantanés
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Neutrons émis au moment de la fission.
Note : On trouve aussi, dans le langage professionnel, l'expression « neutrons prompts », qui n'est pas recommandée.
Voir aussi : criticité instantanée, neutrons retardés
Équivalent étranger : prompt neutrons (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
neutrons rapides
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Neutrons d'un réacteur nucléaire dont l'énergie cinétique est très supérieure à celle des neutrons thermiques.
Voir aussi : fission, fission rapide, neutrons thermiques, réacteur à neutrons rapides
Équivalent étranger : fast neutrons (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/02/2009
neutrons retardés
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Neutrons résultant de la désintégration de certains produits de fission, qui sont émis, après les neutrons instantanés, dans un laps de temps de quelques minutes.
Note : 
1. Les neutrons retardés sont indispensables au pilotage des réacteurs nucléaires.
2. L'expression « neutrons différés », précédemment employée dans cette acception, est obsolète.
Voir aussi : criticité instantanée, neutrons instantanés
Équivalent étranger : delayed neutrons (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
neutrons thermiques
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Ensemble des neutrons dont les énergies cinétiques sont en équilibre d'agitation thermique avec celles des noyaux du milieu dans lequel ils se trouvent, ou voisines de cet équilibre.
Voir aussi : fission, fission thermique, modérateur, neutrons rapides, ralentissement des neutrons, réacteur à neutrons thermiques
Équivalent étranger : thermal neutrons (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 01/07/2011
nombre de déplacements par atome
Forme abrégée : nombre de DPA
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Nombre moyen de déplacements subis par les atomes d'un matériau soumis à un flux de neutrons.
Note : Les principaux matériaux concernés sont ceux des gaines de combustible et des cuves des réacteurs.
Voir aussi : dommage d'irradiation
Équivalent étranger : displacement per atom (en), DPA (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
nuage radioactif
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Concentration accidentelle d'éléments radioactifs en suspension dans l'atmosphère.
Note : Le nuage radioactif, en général non visible, est détectable par des appareils de mesure.
Voir aussi : panache radioactif, retombées radioactives
Équivalent étranger : radioactive cloud (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
nucléide, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Espèce nucléaire caractérisée par son nombre de masse, son numéro atomique et son état d'énergie nucléaire.
Équivalent étranger : nuclide (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
optimisation de la protection
Forme abrégée : optimisation, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Démarche selon laquelle des dispositions de protection contre les rayonnements ionisants sont prises afin que l'ensemble des expositions à ces rayonnements soient maintenues au niveau le plus bas qu'on puisse raisonnablement atteindre, prenant en compte les facteurs techniques, sociaux et économiques.
Note : On trouve aussi, dans le langage professionnel, le terme « démarche ALARA » (ALARA étant l'acronyme de l'anglais as low as reasonably achievable).
Équivalent étranger : optimization of protection (en), optimization (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
panache radioactif
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Nuage radioactif en cours d'émission.
Note : Le panache visible, émis par les tours de refroidissement, est constitué de vapeur d'eau non radioactive.
Voir aussi : nuage radioactif
Équivalent étranger : radioactive plume (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
panier, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Structure métallique permettant la manutention de matières radioactives et satisfaisant à des exigences spécifiques de sûreté nucléaire.
Équivalent étranger : basket (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
pastille de combustible
Forme abrégée : pastille, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Quantité élémentaire de combustible mise sous forme cylindrique et empilée dans une gaine pour constituer un crayon.
Voir aussi : crayon
Équivalent étranger : fuel pellet (en), pellet (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
période d'un nucléide radioactif
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Temps nécessaire pour la désintégration de la moitié des atomes d'un échantillon du nucléide.
Note : Le terme « demi-vie », transcription directe de l'anglais, est impropre.
Voir aussi : déchet à vie courte, déchet à vie longue, déchet à vie très courte
Équivalent étranger : radioactive half-life (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 03/08/2000
piscine, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Bassin rempli d'eau destiné à l'entreposage, au transit, à la manipulation de matières et d'équipements radioactifs, et qui assure la protection des personnes et l'évacuation de la chaleur.
Note : Si la fonction principale est l'entreposage en attente d'une décroissance radioactive suffisante, on précise qu'il s'agit d'une piscine de désactivation.
Équivalent étranger : pool (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
plan d'urgence interne
Abréviation : PUI
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Plan d'urgence déclenché par l'exploitant d'un site nucléaire pour faire face, à l'intérieur de ce site, aux conséquences d'un accident.
Note : Dans le même temps, l'exploitant avertit les autorités compétentes qui peuvent déclencher le plan particulier d'intervention.
Voir aussi : plan particulier d'intervention
Équivalent étranger : internal emergency plan (en), on-site emergency plan (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
plan d'urgence pour le transport
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Cycle du combustible
Définition : Plan d'urgence, cohérent avec le plan de secours pour le transport, qui est déclenché par le transporteur de matières radioactives en cas d'accident survenant sur la voie publique et susceptible d'engendrer un risque radiologique.
Voir aussi : plan de secours pour le transport
Équivalent étranger : transport crisis response plan (en), transport emergency plan (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
plan de secours pour le transport
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Cycle du combustible
Définition : Plan d'urgence déclenché par les pouvoirs publics en cas d'accident survenant lors d'un transport de matières radioactives sur la voie publique et susceptible d'engendrer un risque radiologique.
Voir aussi : plan d'urgence pour le transport

  Journal officiel du 10/11/2007
plan particulier d'intervention
Abréviation : PPI
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Plan d'urgence déclenché par les pouvoirs publics en cas d'accident sur un site nucléaire afin de protéger les populations avoisinantes.
Voir aussi : plan d'urgence interne
Équivalent étranger : external emergency plan (en), off-site emergency plan (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
poison neutronique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Physique des réacteurs
Définition : Substance dont la présence dans un milieu multiplicateur en diminue la réactivité par capture de neutrons.
Note : Le terme « neutrophage », employé comme substantif, est déconseillé.
Voir aussi : milieu multiplicateur
Équivalent étranger : neutron poison (en), poison (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 18 juin 2004.

  Journal officiel du 22/09/2000
pressuriseur, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Dans un réacteur nucléaire à eau sous pression, appareil destiné à établir et maintenir la pression dans le circuit de refroidissement primaire, à une valeur choisie pour empêcher l'ébullition.
Voir aussi : circuit de refroidissement primaire, réacteur à eau sous pression
Équivalent étranger : pressurizer (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/02/2009
produit de fission
Abréviation : PF
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Nucléide produit lors d'une fission.
Note : Par extension, le terme « produit de fission » désigne également tout descendant d'un tel nucléide résultant d'une désintégration radioactive.
Équivalent étranger : fission product (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
puissance résiduelle
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Puissance dégagée dans un réacteur nucléaire à l'arrêt ou dans un assemblage combustible irradié.
Note : Cette puissance est produite principalement par la radioactivité du combustible nucléaire et des autres matériaux, ainsi que par les fissions résiduelles.
Voir aussi : assemblage combustible
Équivalent étranger : residual power (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
queusot, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Appendice de la chambre à vide par lequel sont introduits certains composants, tels les systèmes de chauffage.
Équivalent étranger : port (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
radioactivation, n.f.
Synonyme : activation, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Processus par lequel un nucléide stable est transformé en un nucléide radioactif.
Équivalent étranger : activation (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
radioprotection, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants sur les personnes.
Note : Le terme « radioprotection » concerne les effets nocifs produits sur les personnes, directement ou indirectement, ainsi que les atteintes portées à l'environnement.
Voir aussi : conservatif, -ive, sécurité nucléaire, zone contrôlée
Équivalent étranger : radiation protection (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 3 août 2000.

  Journal officiel du 22/02/2009
radiotoxicité, n.f.
Domaine : Santé et médecine-Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Capacité d'une substance incorporée à entraîner des effets nocifs pour l'organisme du fait de sa radioactivité.
Voir aussi : décorporation
Équivalent étranger : radiotoxicity (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
ralentissement des neutrons
Forme abrégée : ralentissement, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Diminution de l'énergie cinétique des neutrons par collisions avec les noyaux des atomes d'un modérateur.
Voir aussi : diffusion, facteur antitrappe, modérateur, neutrons thermiques
Équivalent étranger : neutron slowing-down (en), slowing-down (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
rapport de flux thermique critique
Synonyme : rapport d'ébullition critique, REC
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Rapport entre la valeur du flux thermique conduisant à la crise d'ébullition et la valeur du flux thermique existant.
Note : Les termes « marge de sécurité par rapport à l'ébullition critique », « marge de sécurité par rapport à la crise d'ébullition », « marge de sécurité par rapport au flux de caléfaction » sont parfois utilisés au sens de « rapport de flux thermique critique » ; leur usage est déconseillé.
Voir aussi : densité de flux thermique critique
Équivalent étranger : critical heat flux ratio (en), CHF ratio (en), departure from nucleate boiling ratio (en), DNBR (en), DNB margin (en), DNBR limit (en), DNBR margin (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
réacteur à n boucles
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur nucléaire dans lequel le refroidissement du cœur est assuré par n boucles.
Voir aussi : boucle
Équivalent étranger : n-loop reactor (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
réacteur à eau bouillante
Abréviation : REB
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau ordinaire, portée à ébullition dans le cœur dans les conditions normales de fonctionnement.
Voir aussi : modérateur
Équivalent étranger : boiling water reactor (en), BWR (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
réacteur à eau sous pression
Abréviation : REP
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau ordinaire, maintenue liquide dans le cœur grâce à une pression appropriée dans les conditions normales de fonctionnement.
Voir aussi : modérateur, pressuriseur
Équivalent étranger : pressurized water reactor (en), PWR (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 03/06/2012
réacteur à haute température
Abréviation : RHT
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur à neutrons thermiques refroidi au gaz, dans lequel la température du caloporteur à la sortie du cœur est comprise entre 600 °C et 900 °C.
Note : Le caloporteur est généralement de l'hélium.
Voir aussi : combustible à particules, réacteur à neutrons thermiques, réacteur à très haute température
Équivalent étranger : high temperature reactor (en), HTR (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
réacteur à neutrons rapides
Abréviation : RNR
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur nucléaire dans lequel on limite la présence de matières pouvant ralentir les neutrons afin que les fissions soient produites principalement par des neutrons rapides.
Voir aussi : aiguille, cœur homogène, neutrons rapides, réacteur rapide refroidi au gaz, réacteur rapide refroidi au plomb, réacteur rapide refroidi au sodium, surgénérateur
Équivalent étranger : fast neutron reactor (en), fast reactor (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
réacteur à neutrons thermiques
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur nucléaire dont le cœur comprend un modérateur, de sorte que les fissions sont produites principalement par des neutrons thermiques.
Note : Le terme « réacteur thermique » est déconseillé.
Voir aussi : modérateur, neutrons thermiques, réacteur à haute température, réacteur à très haute température
Équivalent étranger : thermal neutron reactor (en), thermal reactor (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 16/06/2004
réacteur à sels fondus
Abréviation : RSF
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur dont le combustible, constitué de sels fondus, est liquide et fait office de caloporteur.
Équivalent étranger : molten salt reactor (en), MSR (en)

  Journal officiel du 16/06/2004
réacteur à très haute température
Abréviation : RTHT
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur à neutrons thermiques où le caloporteur est de l'hélium dont la température à la sortie du cœur est supérieure à 900 °C.
Voir aussi : réacteur à haute température, réacteur à neutrons thermiques
Équivalent étranger : very high temperature reactor (en), VHTR (en)

  Journal officiel du 16/06/2004
réacteur rapide refroidi au gaz
Abréviation : RNR-G
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur à neutrons rapides dont le caloporteur est du gaz, généralement de l'hélium.
Voir aussi : réacteur à neutrons rapides
Équivalent étranger : gas-cooled fast reactor (en), GFR (en)

  Journal officiel du 16/06/2004
réacteur rapide refroidi au plomb
Abréviation : RNR-Pb
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur à neutrons rapides dont le caloporteur est du plomb liquide ou un alliage au plomb (plomb-bismuth).
Voir aussi : réacteur à neutrons rapides
Équivalent étranger : lead alloy cooled fast reactor (en), lead cooled fast reactor (en), LFR (en)

  Journal officiel du 16/06/2004
réacteur rapide refroidi au sodium
Abréviation : RNR-Na
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur à neutrons rapides dont le caloporteur est du sodium liquide.
Voir aussi : réacteur à neutrons rapides
Équivalent étranger : sodium-cooled fast reactor (en), SFR (en)

  Journal officiel du 16/06/2004
réacteur refroidi à l'eau supercritique
Abréviation : RESC
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Réacteur dont le caloporteur est de l'eau dans un état supercritique.
Note : L'état supercritique de l'eau est caractérisé par une température supérieure à 374 °C et une pression supérieure à 22 MPa, soit environ 200 fois la pression atmosphérique.
Équivalent étranger : supercritical water-cooled reactor (en), SCWR (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
réaction de fission en chaîne
Forme abrégée : réaction en chaîne
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Succession auto-entretenue de fissions, chacune d'elles étant provoquée par des neutrons issus de fissions antérieures et émettant des neutrons qui peuvent, à leur tour, en provoquer une ou plusieurs autres.
Voir aussi : fission
Équivalent étranger : nuclear chain reaction (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
réactivité, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Dans un milieu multiplicateur de neutrons, écart relatif, par rapport à 1, du facteur de multiplication effectif.
Note : 
1. La réactivité s'exprime en « pour cent mille » (pcm).
2. La formule de la réactivité est : ρ=
Voir aussi : accident de réactivité, cinétique d'un réacteur, facteur de multiplication effectif
Équivalent étranger : reactivity (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
récupérateur de corium
Synonyme : cendrier, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Dispositif se trouvant sous le cœur d'un réacteur nucléaire et destiné, en cas d'accident, à récupérer le corium et à en faciliter le refroidissement.
Voir aussi : corium
Équivalent étranger : core catcher (en)

  Journal officiel du 01/07/2011
réexamen de sûreté
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Analyse périodique de la sûreté d'une installation nucléaire qui permet de vérifier sa conformité avec les règles qui lui sont applicables et d'actualiser l'analyse de sûreté, compte tenu du progrès des connaissances scientifiques et techniques.
Note : Le réexamen de sûreté peut conduire à modifier l'installation et ses règles d'exploitation.
Voir aussi : analyse de sûreté, installation nucléaire de base
Équivalent étranger : periodic safety review (en), safety review (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
rendement radiolytique
Domaine : Chimie-Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Rapport, dans un milieu donné, de la quantité de matière d'une espèce chimique détruite ou produite par radiolyse, à la quantité d'énergie absorbée.
Note : Le rendement radiolytique s'exprime, dans le Système international d'unités, en moles par joule (mol/J), et, dans l'usage professionnel courant, en nombre de molécules par 100 électronvolts (eV).
Équivalent étranger : radiolytic rate (en), radiolytic yield (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
résidu de spallation
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Noyau résultant d'une réaction de spallation, caractérisé par un nombre de masse et un numéro atomique très inférieurs à ceux du noyau cible.
Voir aussi : spallation
Équivalent étranger : spallation residue (en)

  Journal officiel du 10/11/2007
retombées radioactives
Forme abrégée : retombées, n.f.pl.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection-Sécurité nucléaire
Définition : Substances radioactives se déposant sur le sol après leur émission accidentelle dans l'atmosphère par une installation nucléaire.
Voir aussi : nuage radioactif
Équivalent étranger : radioactive fall-out (en), radioactive fallout (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
retraitement, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Traitement des combustibles usés pour en extraire les matières fissiles et fertiles de façon à permettre leur réutilisation, et pour conditionner les différents déchets sous une forme apte au stockage.
Voir aussi : combustible usé, cycle du combustible, fissile, uranium de retraitement
Équivalent étranger : reprocessing (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
rétrodiffusion, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Déflexion de particules ou de rayonnements due à la diffusion par la matière suivant des angles supérieurs à 90° par rapport à leur direction d'émission.
Voir aussi : diffusion
Équivalent étranger : backscatter (en), back-scattering (en), backscattering (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 03/06/2012
rupté, -e, adj. langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Se dit de la gaine endommagée d'un élément combustible, qui n'assure plus la fonction de confinement de la matière solide ; par extension, se dit de l'élément combustible lui-même.
Voir aussi : élément combustible, inétanche
Équivalent étranger : failed (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
section efficace
Domaine : Ingénierie nucléaire-Physique
Définition : Aire équivalente d'interaction qui caractérise la probabilité que se produise une interaction d'un type déterminé entre une particule incidente, ou un rayonnement incident, et une particule cible, et qui permet d'évaluer le nombre d'interactions entre un flux de particules ou de rayonnement et un système de particules cibles.
Note : 
1. Lorsqu'on évalue le nombre des interactions qu'un flux de neutrons provoque dans un solide ou un liquide, le produit de la section efficace des noyaux par le nombre de ceux-ci dans l'unité de volume s'introduit dans les calculs et il est souvent appelé « section efficace macroscopique » de la substance considérée. Toutefois, ce produit a les dimensions de l'inverse d'une longueur, et non d'une surface. 
2. Pour éviter toute ambiguïté, certains auteurs précisent « section efficace microscopique » pour désigner la section efficace d'une particule, dont la définition est donnée ci-dessus.
Équivalent étranger : cross section (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 20/02/2011
sécurité nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Ensemble des dispositions prises pour la sûreté nucléaire, la radioprotection, la prévention et la lutte contre les actes de malveillance, ainsi que des actions de sécurité civile prévues en cas d'accident ; par extension, état résultant de ces dispositions.
Voir aussi : démantèlement, îlot nucléaire, radioprotection, sûreté nucléaire
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 3 août 2000.

  Journal officiel du 18/06/2004
séparation isotopique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Procédé permettant de séparer partiellement ou totalement les isotopes d'un élément donné.
Note : Pour l'uranium, on peut mentionner les procédés électromagnétiques, chimiques, de diffusion gazeuse, d'ultracentrifugation et par lasers.
Voir aussi : enrichissement, travail de séparation, unité de travail de séparation
Équivalent étranger : isotopic separation (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
seuil d'investigation
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Valeur d'une grandeur, telle qu'une dose ou la mesure d'une contamination volumique ou surfacique, au-dessus de laquelle est menée une analyse des causes et des conséquences de ce dépassement.
Voir aussi : dose
Équivalent étranger : investigation level (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
source, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Radioprotection
Définition : Matière, appareil ou installation pouvant émettre des rayonnements ionisants ou contenant des substances radioactives.
Équivalent étranger : source (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
sous-critique, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Se dit d'un milieu dont le facteur de multiplication effectif est inférieur à 1.
Voir aussi : accident de criticité, critique, facteur de multiplication effectif
Équivalent étranger : sub-critical (en), subcritical (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
sous-génération, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Mode de fonctionnement d'un réacteur nucléaire, en particulier d'un surgénérateur, dans lequel le facteur de conversion est inférieur à 1.
Voir aussi : facteur de conversion
Équivalent étranger : low conversion (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
spallation, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Éclatement d'un noyau sous l'effet du choc d'une particule incidente d'énergie très élevée s'accompagnant d'une émission importante de neutrons.
Voir aussi : cible de spallation, résidu de spallation
Équivalent étranger : spallation (en)

  Journal officiel du 18/06/2008
stellarateur, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Dispositif non axisymétrique destiné à confiner un plasma thermonucléaire au moyen d'une configuration magnétique toroïdale, et qui est constitué pour l'essentiel d'un ensemble de bobines assurant seules ce confinement.
Note : 
1. À la différence du tokamak, le stellarateur ne nécessite pas le passage d'un courant électrique dans le plasma thermonucléaire.
2. Il existe plusieurs types de stellarateurs : héliac, héliotron, torsatron.
Voir aussi : configuration magnétique toroïdale, fusion thermonucléaire, tokamak
Équivalent étranger : stellarator (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
stockage de déchets radioactifs
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Mise en dépôt de déchets radioactifs dans une installation conçue pour assurer durablement leur confinement.
Voir aussi : colis de déchets radioactifs, conteneur de stockage, entreposage de déchets radioactifs
Équivalent étranger : radioactive waste disposal (en), disposal (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
surcritique, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Se dit d'un milieu dont le facteur de multiplication effectif est supérieur à 1.
Voir aussi : critique, facteur de multiplication effectif
Équivalent étranger : super-critical (en), supercritical (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
suremballage, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Dispositif, rigide ou non, n'ayant pas à satisfaire aux prescriptions concernant un conteneur de transport, permettant l'expédition, en une seule unité de manutention, de deux colis ou plus afin de faciliter la manutention, l'arrimage et l'acheminement.
Note : Le suremballage n'est pas un des éléments d'une enveloppe, comme peut l'être un emballage extérieur, assurant à un colis une protection suffisante contre certains risques tels que chocs, incendie.
Voir aussi : emballage extérieur de matières radioactives
Équivalent étranger : overpack (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 20/02/2011
sûreté nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Ensemble des dispositions techniques et des mesures d'organisation appliquées aux installations ou aux activités nucléaires, en vue de prévenir les accidents ou d'en limiter les effets ; par extension, état résultant de ces dispositions.
Note : La sûreté nucléaire concerne notamment la conception, la construction, le fonctionnement, l'arrêt définitif et le démantèlement des installations nucléaires de base ainsi que le transport des matières radioactives.
Voir aussi : activité, analyse de sûreté, conservatif, -ive, crédit de combustion, démantèlement, sécurité nucléaire
Équivalent étranger : nuclear safety (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 3 août 2000.

  Journal officiel du 10/11/2007
surfût, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Conteneur dans lequel on place un fût contenant des déchets radioactifs pour en assurer la manutention et en améliorer le confinement.
Équivalent étranger : overdrum (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
surgénérateur, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Réacteur nucléaire pouvant produire plus de matière fissile qu'il n'en consomme.
Note : 
1. « Surgénérateur » s'emploie également comme adjectif.
2. Le terme « surrégénérateur » est à déconseiller.
Voir aussi : fissile, réacteur à neutrons rapides
Équivalent étranger : breeder reactor (en), breeder (en)
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 22 septembre 2000.

  Journal officiel du 18/06/2004
surgénération, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Mode de fonctionnement d'un réacteur nucléaire dans lequel le facteur de conversion est supérieur à 1.
Note : 
1. Ce mode de fonctionnement est la caractéristique d'un surgénérateur.
2. La forme « sur-génération » ainsi que les mots « régénération » et « surrégénération » sont à déconseiller.
Voir aussi : facteur de conversion
Équivalent étranger : breeder mode (en), breeding (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
système de limitation de puissance
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Système automatique permettant de réduire rapidement la puissance d'un réacteur nucléaire à un niveau prédéterminé par insertion de barres de commande
Note : Le système de limitation de puissance vise à éviter un arrêt automatique du réacteur.
Voir aussi : barre de commande
Équivalent étranger : partial trip (en), reactor control, surveillance and limitation system (en), RCSL system (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
système hybride
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs
Définition : Installation nucléaire constituée d'un réacteur sous-critique et d'un accélérateur de protons couplés par l'intermédiaire d'une cible de spallation.
Voir aussi : cible de spallation
Équivalent étranger : accelerator-based system (en), accelerator-driven reactor (en), accelerator-driven system (en), ADS (en), hybrid system (en)

  Journal officiel du 18/06/2004
taille critique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Dimension d'un assemblage de matériaux nucléaires permettant de le rendre critique pour une configuration géométrique et une composition déterminées.
Voir aussi : critique
Équivalent étranger : critical size (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
taux de charge
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Rapport de l'énergie effectivement fournie, durant un intervalle de temps déterminé, au produit de la puissance nominale en régime continu, par cet intervalle de temps.
Note : 
1. Ce taux peut se calculer pour une unité de production thermique ou un ensemble d'unités. On peut calculer un taux net ou un taux brut se rapportant à l'énergie nette ou brute produite. 
2. Ce terme n'est pas spécifique à l'industrie nucléaire. Toutefois, il est utilisé dans les comparaisons nationales et internationales des performances des centrales des divers types. 
3. L'équivalent anglais load factor est quelquefois utilisé par les Américains dans un sens différent. 
4. Dans cette acception, on dit aussi « facteur de charge », « coefficient de production ».
Équivalent étranger : capacity factor (en) (EU), load factor (en) (GB)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
taux de combustion
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible
Définition : Rapport, habituellement exprimé en pourcentage, du nombre de noyaux atomiques d'un élément ou d'un ensemble d'éléments donnés qui disparaissent par combustion nucléaire au nombre de noyaux initiaux
Note : 
1. Ce rapport, également nommé « taux de combustion de fission », est sensiblement proportionnel à la combustion massique.
2. Le terme « taux d'épuisement », moins précis, est aussi employé.
Voir aussi : combustion massique, combustion nucléaire
Équivalent étranger : burn up fraction (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
taux de disponibilité en énergie
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Rapport de l'énergie disponible, durant un intervalle de temps déterminé, au produit de la puissance nominale en régime continu, par cet intervalle de temps.
Note : 
1. Ce taux peut se calculer pour une unité de production thermique ou un ensemble d'unités. On peut calculer un taux net ou un taux brut se rapportant à l'énergie nette ou brute produite. 
2. Le terme « taux de disponibilité en énergie » ne doit pas être confondu avec le terme « taux de disponibilité en temps » (en anglais : availability factor) dont l'usage est déconseillé. 
3. Ce terme n'est pas spécifique à l'industrie nucléaire. Toutefois, il est utilisé dans les comparaisons nationales et internationales des performances des centrales des divers types. 
4. Le terme « coefficient de disponibilité en énergie » est à éviter.
Équivalent étranger : energy availability factor (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 03/06/2012
taux de réaction
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Nombre d'interactions entre un flux de particules et les noyaux d'un milieu, par unité de temps et de volume, pour une réaction donnée.
Équivalent étranger : reaction rate (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
taux de vide
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Équivalent étranger : void fraction (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
teneur isotopique
Synonyme : richesse isotopique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Rapport du nombre des atomes d'un isotope donné d'un élément au nombre total des atomes de cet élément contenus dans une matière.
Note : La teneur isotopique est exprimée en pourcentage.
Voir aussi : travail de séparation, unité de travail de séparation
Équivalent étranger : isotopic abundance (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
teneur isotopique pondérale
Synonyme : richesse isotopique pondérale
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Rapport de la masse d'un isotope donné d'un élément à la masse totale de cet élément contenu dans une matière.
Note : La teneur isotopique pondérale est exprimée en pourcentage.
Équivalent étranger : isotopic abundance by weight (en), isotopic weight abundance (en), weight percent abundance (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 22/09/2000
terme source
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Dans un modèle mathématique, expression de la nature, de la quantité et de la cinétique de rejet des produits radioactifs d'une installation nucléaire soit en conditions normales de fonctionnement, soit au cours d'un accident réel ou supposé.
Note : Le « terme source » sert à évaluer les conséquences d'un rejet radioactif dans l'environnement. 
Équivalent étranger : source term (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 31/05/2012
test de résistance
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Évaluation de la capacité de résistance d'une installation à des agressions externes plus importantes que celles qui ont été prises en compte dans l'analyse de sûreté.
Voir aussi : agression externe, analyse de sûreté
Équivalent étranger : stress test (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
titre en vapeur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs
Définition : Dans un écoulement diphasique, liquide et vapeur, rapport entre le débit massique de la phase vapeur et le débit massique total.
Note : 
1. Le terme « qualité de la vapeur » est déconseillé. 
2. L'équivalent en anglais est steam quality dans le cas de l'eau et, dans le cas d'autres fluides, vapour quality (GB) ou vapor quality (EU).
Équivalent étranger : steam quality (en), vapor quality (en) (EU), vapour quality (en) (GB)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 18/06/2008
tokamak, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Dispositif de confinement d'un plasma thermonucléaire par configuration magnétique toroïdale, qui combine l'action d'un champ magnétique principal créé par un ensemble de bobines en forme de tore axisymétrique à celle d'un champ secondaire créé par un courant électrique traversant le plasma.
Voir aussi : configuration magnétique toroïdale, fusion thermonucléaire, génération de courant, stellarateur
Équivalent étranger : tokamak (ru)

  Journal officiel du 18/06/2004
tranche nucléaire
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Unité de production électrique comportant une chaudière nucléaire et un groupe turbo-alternateur. 
Note : Une centrale nucléaire peut comporter plusieurs tranches.
Voir aussi : centrale nucléaire, chaudière nucléaire
Équivalent étranger : nuclear plant unit (en)

  Journal officiel du 21/09/2005
transfert linéique d'énergie
Abréviation : TLE
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Rapport de l'énergie perdue par une particule à la distance élémentaire qu'elle a parcourue.
Équivalent étranger : linear collision stopping power (en), linear energy transfer (en), LET (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
transitoire, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire
Définition : Variation de certains paramètres physiques intervenant entre deux régimes de fonctionnement stationnaires d'une installation.
Équivalent étranger : transient (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
transmutation, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Physique des réacteurs
Définition : Transformation d'un nucléide en un autre par réaction nucléaire.
Note : 
1.    Dans le cas de la gestion des déchets radioactifs, la transmutation est envisagée pour transformer un nucléide à période longue en un nucléide à période plus courte ou en un nucléide stable.
2.    Le terme « incinération » est impropre en ce sens.
Voir aussi : combustible porteur d'actinides mineurs, couverture porteuse d'actinides mineurs
Équivalent étranger : transmutation (en)

  Journal officiel du 03/08/2000
travail de séparation
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Grandeur utilisée pour évaluer, à partir des masses et des teneurs isotopiques, le bilan d'une opération de séparation d'un mélange isotopique donné en deux fractions de teneurs différentes.
Note : Cette grandeur est exprimée en unité de travail de séparation (UTS) ; elle n'a pas la dimension du travail au sens de la mécanique, mais la dimension d'une masse. 
Voir aussi : séparation isotopique, teneur isotopique, unité de travail de séparation
Équivalent étranger : separative work (en), SW (en)

  Journal officiel du 03/06/2012
tritié, -e, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire-Chimie
Définition : Se dit d'une substance contenant du tritium.
Note : On parle par exemple d'eau tritiée, de déchets tritiés ou de méthane tritié.
Voir aussi : détritiation
Équivalent étranger : tritiated (en), tritium bearing (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
tuile, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Fusion thermonucléaire
Définition : Plaque élémentaire protégeant les composants exposés au plasma thermonucléaire des flux de particules et des rayonnements.
Équivalent étranger : tile (en)

  Journal officiel du 22/09/2000
unité de travail de séparation
Abréviation : UTS
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Unité servant à mesurer le travail nécessaire à la séparation d'uranium en deux fractions de teneurs isotopiques différentes.
Note : 
1. Cette unité a la dimension d'une masse et s'exprime en kilogrammes.
2. Le nombre d'UTS produites par an sert à caractériser la capacité d'une installation d'enrichissement de l'uranium.
Voir aussi : séparation isotopique, teneur isotopique, travail de séparation
Équivalent étranger : separative work unit (en), SWU (en)

Source : Arrêté du 30 novembre 1989

  Journal officiel du 20/02/2011
uranium de retraitement
Abréviation : URT
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Uranium issu du traitement de combustibles usés.
Voir aussi : combustible d'oxyde d'uranium, retraitement
Équivalent étranger : reprocessed uranium (en), RepU (en)

  Journal officiel du 20/02/2011
uranium enrichi
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Uranium dont la teneur en isotope fissile 235 est supérieure à celle de l'uranium naturel.
Voir aussi : combustible d'oxyde d'uranium, enrichissement
Équivalent étranger : enriched uranium (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
visite décennale
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs
Définition : Ensemble des opérations, réglementaires ou non, de vérification, de maintenance et d'adaptation d'une installation nucléaire, réalisées tous les dix ans afin d'en poursuivre l'exploitation.

  Journal officiel du 18/06/2004
vitrification de déchets radioactifs
Forme abrégée : vitrification, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible
Définition : Fixation de déchets radioactifs dans la structure d'un verre lors de l'élaboration de celui-ci.
Voir aussi : conditionnement de déchets radioactifs
Équivalent étranger : radioactive waste vitrification (en), vitrification (en)

  Journal officiel du 22/02/2009
zonage de déchets
Forme abrégée : zonage déchets langage professionnel
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Exploitation des réacteurs
Définition : Délimitation, dans une installation nucléaire de base, du périmètre des zones d'où proviennent les déchets nucléaires d'une part, les déchets conventionnels d'autre part.
Note : Le zonage de déchets est une pratique spécifiquement française.
Voir aussi : déchet conventionnel, déchet nucléaire, déchet ordinaire, installation nucléaire de base

  Journal officiel du 03/08/2000
zone contrôlée
Domaine : Ingénierie nucléaire
Définition : Zone où l'accès et le séjour sont soumis à une règlementation spéciale pour des raisons de protection contre les rayonnements ionisants et de confinement de la contamination radioactive.
Voir aussi : radioprotection
Équivalent étranger : controlled area (en)