Glossaire de la filière nucléaire

_{_{Source : glossaire ASNR simplifié}}

Basculer vers le glossaire hydrogène

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ABWR: Le réacteur nucléaire ABWR à eau bouillante (de l’anglais Advanced Boiling Water Reactor) est un réacteur de troisième génération conçu sur le principe du réacteur à eau bouillante. Le développement de l’ABWR a démarré en 1978. L’ABWR a été conçu par la société General Electric, Hitachi et Toshiba. Une tranche ABWR standard possède une puissance électrique de 1350 ou 1700 Mégawatts.

ADEME: Agence de l’environnement et de la maîtrise de l’énergie

AEN: Agence pour l’Énergie Nucléaire, agréée en 1957 au sein de l’OCDE, elle constitue un espace de collaboration juridique, technique et scientifique entre les États sur la production et l’utilisation de l’énergie nucléaire. L’AEN ne dispose d’aucune prérogative de contrôle.

AIE: Agence internationale de l’Energie. A l’intérieur de l’OCDE (Organisation de coopération et de développement économique). Voir “”OCDE-AIE””

AIEA: Agence Internationale de l’énergie atomique (International Atomic Energy Agency), organisation intergouvernementale créée en 1957, qui fait partie de l’Organisation des Nations Unies. Sa mission est de favoriser et de promouvoir l’utilisation sûre, sécurisée et pacifique des technologies nucléaires dans le monde entier. Avec 170 pays membres, l’AIEA représente le principal organisme de coopération dans le domaine des activités nucléaires. Outre son rôle dans le contrôle des engagements pris par les États au titre du traité de non-prolifération des armes nucléaires et dans l’assistance à ses pays membres pour l’utilisation de technologies nucléaires, l’AIEA élabore et maintient à jour un référentiel des normes de sûreté nucléaire, encourage leur mise en application dans les pays membres et s’attache à développer la coopération internationale afin de maintenir un haut niveau de sûreté nucléaire et de protection des humains et de l’environnement contre les rayonnements ionisants au niveau mondial.

ANDRA: Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs, établissement public à caractère industriel et commercial chargé de la gestion et du stockage des déchets radioactifs.

APAVE: Organisme de contrôle mandaté par l’ASN

APR1400: Réacteur nucléaire de type REP fabriqué par KEPCO (Corée du Sud) dont la puissance est de 1350 MWe

AREVA: Groupe industriel intervenant notamment dans le cycle du combustible et la fabrication d’installations nucléaires, Le groupe Areva a été créé le 3 septembre 2001 et était issu de la fusion des activités de CEA-Industrie, de Framatome-ANP et de COGEMA. En janvier 2018, Aréva NP redevient Framatome suite à la prise de contrôle d’EDF et Areva NC change de nom pour Orano.

ASND: Autorité de sûreté nucléaire de défense (ASND), en charge du contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection pour les activités et installations intéressant la défense, notamment celles exploitées le CEA

Accident grave: Accident conduisant à la fusion au moins partielle du cœur d’un réacteur nucléaire.

Actinides: Famille d’éléments chimiques de numéro atomique égal ou supérieur à l’actinium (numéro atomique 89). Quatre actinides existent à l’état naturel : l’actinium (89), le thorium (90), le protactinium (91) et l’uranium (92). Il existe également des actinides artificiels, ce sont les transuraniens (plutonium, américium, neptunium et curium). On qualifie de “”mineurs”” ceux que l’on ne sait pas recycler pour produire de l’électricité et de “”majeurs”” ceux que l’on sait recycler (uranium et plutonium).

Activation: Opération rendant radioactif un élément stable en l’exposant à des rayonnements ionisants.

Alimentation électrique de secours: Chaque réacteur à eau sous pression est équipé de deux lignes électriques extérieures en provenance du réseau national, et de deux groupes électrogènes de secours à moteur diesel. En outre, chaque site comportant des réacteurs de 1300 MWe dispose d’une turbine à gaz qui peut pallier la perte totale des alimentations électriques externes et internes, et permet aussi de remplacer un diesel indisponible.

Alpha: Rayonnement composé de noyaux d’hélium 4, fortement ionisant mais très peu pénétrant ; une simple feuille de papier est suffisante pour arrêter sa propagation. (symbole α)

Alternateur: Dans une centrale thermique ou nucléaire, la production d’électricité est assurée par un ou plusieurs groupes turbo-alternateur. Chaque turbine, alimentée en vapeur produite par la source d’énergie, entraîne un alternateur. L’alternateur est une machine constituée d’une partie fixe et d’une partie tournante, qui transforme l’énergie mécanique en électricité sous une tension de 24 OCO volts. Au cours de son fonctionnement, l’alternateur s’échauffe et il est nécessaire de le refroidir par de l’hydrogène sous pression de 4 bar, circulant entre les parties fixes et mobiles, ainsi que par un circuit d’eau. La protection contre les fuites d’hydrogène, très inflammable, est assurée par une circulation d’huile sous pression.

Analyse de sûreté: Ensemble des examens techniques destinés à apprécier, en fonction de l’évaluation des risques, les dispositions propres à assurer la sûreté nucléaire.

Appareils à pression: Appareils contenant des liquides ou des gaz sous une pression supérieure à la pression atmosphérique. Ces appareils sont soumis à des épreuves et à des contrôles périodiques déterminés par la réglementation.

Arrêt d’un réacteur: Situation d’un réacteur nucléaire dans lequel il n’y a plus de réaction de fission entretenue.

Arrêt à chaud: 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.

Arrêt à froid: 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.

Assemblage combustible: Le combustible nucléaire se présente sous la forme d’assemblages constitués d’un faisceau de 264 crayons, liés par une structure rigide constituée de tubes et de grilles. Chaque crayon est constitué d’un tube de zirconium étanche dans lequel sont empilées les pastilles d’oxyde d’uranium, constituant le combustible. Les assemblages, chargés les uns à côté des autres dans la cuve du réacteur – il faut 205 assemblages pour un réacteur de 1450 MWe -, constituent le cœur. En fonctionnement, ces assemblages sont traversés de bas en haut par l’eau primaire qui s’échauffe à leur contact et emporte cette énergie vers les générateurs de vapeur.

Atome: La matière (eau, gaz, roche, êtres vivants) est constituée de molécules, qui sont des combinaisons d’atomes. Les atomes comprennent un noyau chargé positivement, autour duquel se déplacent des électrons chargés négativement. L’atome est neutre. Le noyau de l’atome comprend des protons chargés positivement, et des neutrons. C’est lui qui se transforme en émettant un rayonnement lorsque la radioactivité d’un atome se manifeste.

Autorité de sûreté nucléaire: L’ASN assure, au nom de l’État, le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France pour protéger les travailleurs, les patients, le public et l’environnement des risques liés à l’utilisation du nucléaire.Elle contribue à l’information des citoyens.

Baisse du niveau d’eau primaire: Pendant les phases d’arrêt du réacteur, lorsque les assemblages combustibles sont dans la cuve il est nécessaire d’assurer une circulation et un niveau minimal d’eau dans le circuit primaire afin d’évacuer la puissance résiduelle. Le circuit de refroidissement à l’arrêt : assure cette fonction par l’intermédiaire de deux voies redondantes, il comporte ainsi deux pompes et deux échangeurs. Lors de certaines opérations de maintenance, notamment après l’arrêt du réacteur ou avant son redémarrage, l’exploitant est amené à vidanger partiellement le circuit primaire afin d’atteindre un niveau d’eau appelé plage de travail basse du circuit de refroidissement à l’arrêt. Il existe cependant une limite inférieure à ne pas dépasser. Dans cette configuration, la quantité d’eau étant réduite, le fonctionnement des pompes ainsi que le niveau et la température de l’eau primaire doivent être surveillés attentivement pour détecter toute anomalie pouvant compromettre le refroidissement du cœur du réacteur. En particulier, la quantité d’eau doit rester suffisante pour permettre un fonctionnement correct des pompes.

Barres de contrôle ou de commande: Tubes de bore ou de cadmium introduits verticalement au sein du cœur d’un réacteur dans le but de contrôler, par absorption de neutrons, la réaction et donc la puissance fournie (aussi appelées grappes de contrôle ou de commande).

Becquerel: Unité légale de mesure internationale utilisée en radioactivité (symbole : Bq). Le becquerel mesure l’activité d’une source radioactive, c’est à dire le nombre de transformations ou désintégrations d’atomes qui s’y produisent en une seconde, cette transformation s’accompagnant de l’émission d’un rayonnement. Par exemple, un corps dont l’activité est de 12000 becquerels signifie que 12000 atomes s’y désintègrent à chaque seconde. Le becquerel est égal à une désintégration par seconde (1 curie = 37 milliards de Bq). Cette unité représente des activités tellement faibles que l’on emploie habituellement ses multiples : le MBq (Mega ou million de becquerels), le GBq (Giga ou milliard de becquerels) ou le TBq (Tera ou mille milliards de becquerels). Quelques exemples de radioactivité naturelle : un litre de lait : 60 Bq, un litre d’eau de mer : de 10 à 15 Bq, le sol granitique : 8000 Bq/kg, un enfant de 5 ans : 600 Bq, un homme de 70 kg : 10000 Bq.

Bq: Becquerel (unité d’activité).

Bêta: Les particules composant le rayonnement Bêta sont des électrons de charge négative ou positive. Un écran de quelques mètres d’air ou une simple feuille d’aluminium suffisent pour les arrêter. (symbole β).

CANDU: Canadian Deuterium-Uranium Reactor – filière canadienne de réacteurs nucléaires à uranium et eau lourde

CMIR: Cellule Mobile d’Intervention Radiologique. Organisme faisant partie de la Protection civile dont le rôle est d’intervenir en cas d’accident avec contamination de l’environnement. Il est composé de pompiers ayant reçu une formation spécifique et dotés d’un matériel adapté (appareils de mesures…).
Il existe 23 cellules mobiles d’intervention radiologiques installées dans les départements français prioritaires. Elles peuvent intervenir, si nécessaire, dans les départements non pourvus.

CNDP: Commission Nationale du Débat Public.

CNE: La Commission Nationale d’Evaluation des recherches pour la gestion des déchets radioactifs a été créée par la loi du 30 décembre 1991. Cette commission, composée de personnalités scientifiques, a pour mission d’évaluer les résultats des recherches sur la gestion des déchets radioactifs de haute activité à vie longue selon les trois axes prescrits par la loi : l’étude de la séparation – transmutation, l’étude du stockage en couches géologiques profondes, l’étude du conditionnement et de l’entreposage de longue durée en surface. La CNE établit chaque année un rapport de ses travaux d’évaluation, qui est transmis par le Gouvernement au Parlement (Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques).

COFRAC: COmité FRançais d’Accréditation. En France, le Cofrac est l’unique organisme de référence en matière d’accréditation : une activité de puissance publique et d’intérêt général. Le Comité français d’accréditation (Cofrac) a été créé en 1994 à l’initiative des pouvoirs publics.

COFREND: Confédération Française pour les Essais Non Destructifs.

CSP: Circuit Secondaire Principal (REP)

Caloporteur: Fluide (gaz ou liquide) circulant dans le cœur d’un réacteur nucléaire pour en évacuer la chaleur. Le fluide caloporteur permet de transporter l’énergie libérée par les réactions de fission sous forme de chaleur vers les organes de production d’électricité qui vont la transformer en une énergie mécanique (turbine) puis électrique (alternateur) selon un principe identique à celui des centrales thermiques classiques (gaz, charbon ou fioul). Dans un réacteur à eau sous pression, l’eau joue à la fois le rôle de caloporteur et celui de modérateur,

Capteurs de mesures du niveau d’eau dans le pressuriseur: Les mesures de niveau d’eau dans le pressuriseur sont utilisées, en fonctionnement normal, pour maintenir une quantité d’eau constante dans le pressuriseur en agissant sur les circuits qui amènent / retirent de l’eau au circuit primaire du réacteur. Elles ont également une fonction de protection, déclenchant l’arrêt automatique du réacteur si le niveau d’eau est trop haut.

Capture neutronique: Absorption d’un neutron libre (par un noyau) ne conduisant pas à une fission.

Centrale nucléaire: Ensemble d’unités de production d’énergie électrique qui utilisent la chaleur dégagée par la fission de l’atome dans un réacteur. Son principe de fonctionnement est identique à celui des centrales thermiques classiques. Seul le combustible utilisé et la technologie mise en œuvre sont spécifiques. Il existe différents types de centrales thermiques nucléaires en France. A uranium naturel/graphite gaz (déclassées), à eau ordinaire (ou légère), à eau lourde (déclassée), à neutrons rapides. Les centrales à eau ordinaire sont les plus répandues dans le monde, en particulier celles qui utilisent la filière à eau pressurisée (en abrégé REP : réacteur à eau pressurisée ou PWR : pressurized water reactor).

Centrale thermique “”classique””: Ensemble d’unités de production d’énergie électrique qui utilisent la chaleur dégagée par la combustion du charbon, du gaz ou du fioul, par opposition aux centrales thermiques nucléaires qui exploitent la chaleur produite par la fission de l’atome. Cette chaleur sert à transformer l’eau en vapeur, dont la détente fait tourner une turbine entraînant un alternateur produisant de l’électricité.

Chargement du réacteur: Introduction du combustible nucléaire dans le réacteur. Pour les REP, l’opération s’effectue à froid, réacteur à l’arrêt et cuve ouverte, elle a lieu habituellement une fois par an. Le combustible séjournant trois à quatre ans dans un réacteur, seul un tiers ou un quart des assemblages sera renouvelé tous les 12 ou 18 mois, les assemblages neufs étant alors placés dans les zones périphériques du cœur.

Cheminée de rejet radioactif: Cheminée d’évacuation de la ventilation des locaux de la zone nucléaire. Elle est équipée de filtres et d’appareils de mesure enregistrant la radioactivité en continu. Des dispositifs d’alarme se déclenchent automatiquement en cas de dépassement des seuils prescrits.

Château de transport: Emballage de transport de matières radioactives muni d’un écran de protection radiologique.

Cigéo: « Cigéo » est le projet de centre de stockage de déchets radioactifs en couche géologique profonde porté par l’ANDRA.. « Cigéo » est conçu et dimensionné par l’ANDRA pour stocker les déchets radioactifs dits de « haute activité » et de « moyenne activité » à « vie longue » (HA-MAVL)

Circuit d’alimentation de secours en eau des générateurs de vapeur: Le circuit d’alimentation de secours en eau des générateurs de vapeur (circuit A3G) fournit à ces derniers, en cas de défaillance de l’alimentation principale, l’eau nécessaire au refroidissement du réacteur. Il est également utilisé lors des périodes de démarrage et d’arrêt du réacteur. II est alimenté par un réservoir. Ce réservoir doit avoir en permanence une quantité d’eau suffisante pour permettre de refroidir le circuit primaire par les générateurs de vapeur jusqu’à ce qu’un autre moyen de refroidissement puisse être utilisé. L’eau qu’il contient dort être suffisamment froide pour obtenir un refroidissement efficace. Ce circuit comporte trois pompes indépendantes. Deux d’entre elles sont des pompes classiques, entraînées par des moteurs électriques. La troisième est une turbopompe. Cette turbopompe est entraînée par une petite turbine actionnée par de la vapeur prélevée sur les générateurs de vapeur, ce qui la rend indépendante de toute alimentation électrique. En cas de perte totale des alimentations électriques, elle doit être en mesure d’assurer à elle seule l’alimentation en eau des générateurs de vapeur.

Circuit d’appoint en eau du réacteur: Ce circuit, placé en dérivation du circuit d’eau primaire, sert à effectuer des ajouts et des retraits d’eau dans ce dernier. Il joue un rôle important dans la conduite du facteur, d’une part pour compenser les dilatations et contractions thermiques de l’eau du circuit primaire d’autre part pour ajuster sa teneur en bore afin de contrôler l’évolution de la réactivée du cœur au cours du cycle

Circuit d’eau brute secourue (SEC): Ce circuit sert à refroidir un autre circuit, appelé circuit de refroidissement intermédiaire, qui assure le refroidissement de tous les circuits et matériels importants pour la sûreté du réacteur. C’est un circuit “”de sauvegarde””. II est constitué de deux lignes redondantes, comportant chacune deux pompes et deux échangeurs. De plus, en situation accidentelle le circuit d’eau brute peut être utilisé pour réalimenter le réservoir d’eau de secours des générateurs de vapeur, dans le cas où les moyens de réalimentation normaux et de secours seraient indisponibles.Le circuit d’eau brute fonctionnant en permanence, les échangeurs s’encrassent et nécessitent un nettoyage régulier.

Circuit de contrôle volumétrique et chimique: Le circuit de contrôle volumétrique et chimique du circuit primaire (RCV) a notamment pour fonction de maintenir dans le circuit primaire la quantité d’eau nécessaire au refroidissement du cœur.

Circuit de filtration d’iode de la salle de commande: la salle de commande d’un réacteur est équipée d’un circuit de ventilation et de filtration de l’air extérieur afin de maintenir des conditions ambiantes compatibles avec le séjour du personnel. Ce circuit comporte en particulier un dispositif double de filtration de l’iode qui serait utilisé lors d’un accident entraînant des rejets radioactifs sur le site. La disponibilité de ces deux dispositifs de filtration doit être totale et constante.Ils sont mis en œuvre automatiquement dès qu’un des capteurs de radioactivité détecte une contamination extérieure.

Circuit de recirculation: Le circuit de redirection permet, en cas de grosse brèche du circuit primaire, de récupérer l’eau, collectée dans les puisards du bâtiment du réacteur. Cette eau peut alors, soit être réinjectée dans le circuit primaire via le système d’injection de sécurité (RIS), soit servir à diminuer la pression et la température de l’enceinte de confinement via le système d’aspersion (EAS). Lorsque le réacteur est en puissance, ce circuit est toujours plein. La maintenance du circuit de recirculation nécessite la vidange, puis le remplissage de ses tuyauteries. En fin d’intention, lors des opérations de remplissage, l’exploitant doit assurer l’ouverture d’évents afin d’éviter la présence d’air dans le circuit.

Circuit de refroidissement intermédiaire (RRI): Le circuit de refroidissement intermédiaire (RRI) permet de refroidir, en fonctionnement normal comme en situation accidentelle, l’ensemble des matériels et fluides des systèmes auxiliaires et de sauvegarde du réacteur. En particulier, le RRi refroidit les différentes parties mécaniques de pompes qui assurent la circulation de l’eau de refroidissement dans !e circuit primaire, notamment par une circulation l’eau dans un serpentin traversant ces pompes. Le circuit RRI est situé en grande partie à l’extérieur de l’enceinte de confinement ; le serpentin des pompes primaires se trouve à l’intérieur. En cas de dégradation du serpentin, l’eau du circuit primaire pourrait y pénétrer sous forte pression.

Circuit d’aspersion de secours: En cas d’accident conduisant à une augmentation de pression et de température dans le bâtiment réacteur, le circuit d’aspersion de secours (EAS) pulvérise de l’eau additionnée de soude afin de rétablir des conditions ambiantes acceptables, de préserver l’intégrité de l’enceinte de confinement et de rabattre au sol les aérosols radioactifs éventuellement disséminés.

Circuit d’eau brute secourue: Circuit d’eau brute secourue (SEC) : ce circuit sert à refroidir un autre circuit, appelé circuit de refroidissement intermédiaire, qui assure le refroidissement des matériels importants pour la sûreté du réacteur. C’est un circuit « de sauvegarde » constitué de deux lignes redondantes, comportant chacune deux pompes et deux échangeurs. Il fonctionne en permanence, même lorsque le réacteur est à l’arrêt, afin d’assurer, entre autres, le refroidissement de la piscine de stockage du combustible.

Circuit d’injection de sécurité: Le circuit d’injection de sécurité (RIS) permet, en cas d’accident causant une brèche importante au niveau du circuit primaire du réacteur, d’introduire de l’eau borée sous pression dans celui-ci. Le but de cette manœuvre est d’étouffer la réaction nucléaire et d’assurer le refroidissement du cœur. Le circuit d’aspersion de l’enceinte (EAS) pulvérise, en cas d’accident, de l’eau contenant de la soude dans l’enceinte du réacteur. Son objectif est de conserver l’intégrité de l’enceinte du réacteur, en diminuant la pression et la température à l’intérieur, et d’éliminer l’iode radioactif présent sous forme gazeuse. Dans un premier temps, ces deux systèmes de sauvegarde sont alimentés en eau par des réservoirs. Ils sont ensuite alimentés par des puisards qui récupèrent en bas de l’enceinte l’eau déjà injectée. Afin de permettre ce passage en recirculation, le niveau d’eau dans ces puisards doit être supérieur à un niveau minimal. Ce niveau, spécifié dans les règles générales d’exploitation du réacteur, permet en effet de s’assurer de la manœuvre de vannes participant à la réalimentation des systèmes d’injection de sécurité et d’aspersion de l’enceinte.

Circuit primaire: Le circuit primaire est un circuit fermé, contenant de l’eau sous pression. Cette eau s’échauffe dans la cuve du réacteur au contact des éléments combustibles. Dans les générateurs de vapeur, elle cède la chaleur acquise à l’eau du circuit secondaire pour produire la vapeur destinée à entrainer le groupe turboalternateur. L’eau du circuit primaire est mise en mouvement par trois pompes dites “”pompes primaires””. Plusieurs circuits hydrauliques annexes sont branchés sur le circuit primaire principal ; ces circuits sont munis de vannes manœuvrables à partir de la salle de commande. Un programme d’essais périodiques est destiné à s’assurer du bon fonctionnement de ces vannes. Le circuit primaire permet de refroidir le combustible contenu dans la cuve du réacteur en cédant sa chaleur par l’intermédiaire des générateurs de vapeur lorsqu’il produit de l’électricité ou par l’intermédiaire du circuit de refroidissement à l’arrêt lorsqu’il est en cours de redémarrage après rechargement en combustible. La température du circuit primaire principal est encadrée par des limites afin de garantir le maintien dans un état sûr des installations en cas d’accident.

Circuit secondaire: Circuit fermé dans lequel la vapeur produite dans le générateur de vapeur est conduite à la turbine, qui transforme son énergie en énergie mécanique. Il comprend : la partie secondaire des générateurs de vapeur, la turbine, le condenseur, les systèmes d’extraction et de réchauffage de l’eau condensée jusqu’au retour au générateur de vapeur, ainsi que les tuyauteries associées.

Circuits d’eau brute secourue: Sert à refroidir un autre circuit, appelé circuit de refroidissement intermédiaire, qui assure le refroidissement des matériels importants pour la sûreté du réacteur. C’est un circuit dit « de sauvegarde » constitué de deux lignes redondantes, comportant chacune deux pompes et deux échangeurs. Il fonctionne en permanence, même lorsque le réacteur est à l’arrêt, afin d’assurer, entre autres, le refroidissement de la piscine de stockage du combustible.

Cobalt 60: Le cobalt 60 (symbole Co) est un élément radioactif dont les émissions gamma sont utilisées en radiothérapie ou en radiographie industrielle. On en trouve en faible dose dans le circuit primaire d’une centrale : il provient de l’activation des métaux composant ce circuit.

Coefficient de réactivité: Variation du facteur de multiplication résultant du fonctionnement d’un réacteur, c’est-à-dire des changements de température et de composition dus au dégagement d’énergie et à l’irradiation neutronique.

Coefficient de température: 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.

Coefficient de vide: Coefficient qui traduit la variation du facteur de multiplication d’un réacteur lorsque le modérateur forme plus de vides (zones de moindre densité telles que des bulles de vapeur dans l’eau) que la normale. Si ce coefficient est positif, un excès de vapeur se traduira par une augmentation de la réactivité et, par conséquent, une augmentation de la puissance. S’il est négatif, l’excès de vapeur tendra au contraire à arrêter le réacteur.

Colis de déchets radioactifs: Le colis est l’ensemble constitué du contenu (déchet ou combustible irradié) et du conteneur. Un colis est typiquement constitué d’un conteneur (métal, béton…), d’une matrice (verre, béton, bitume,…) et de déchets immobilisés ou enrobés dans la matrice, ou directement placés à l’intérieur des conteneurs.

Colis de transport de matières radioactives: Ensemble constitué d’un emballage de transport, y compris ses aménagements internes et ses équipements externes, et des matières radioactives qu’il contient.

Combustible MOX: Le combustible MOX est un combustible nucléaire à base d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium. Son utilisation dans des réacteurs nucléaires de production d’électricité a débuté à l’étranger dans les années 1970. Il est utilisé en France depuis 1987. En 2017, sur les 58 réacteurs français, 22 réacteurs nucléaires d’EDF utilisent ce combustible. 24 réacteurs sont autorisés à l’utiliser.En France, le combustible MOX utilise exclusivement du plutonium civil, extrait du combustible irradié.

Combustible nucléaire: Matière fissile (capable de subir une réaction de fission) utilisée dans un réacteur pour y développer une réaction nucléaire en chaîne. Le combustible neuf est constitué d’oxyde d’uranium enrichi en uranium 235 (le plus souvent entre 3 % et 4 % dans le cas des réacteurs à eau sous pression), ou d’un mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium. Après utilisation dans un réacteur nucléaire, on parle de combustible irradié.

Combustible usé: Combustible nucléaire ayant été irradié dans le cœur d’un réacteur duquel il est définitivement retiré.

Comprimés d’iode: La prise de comprimés d’iode stable est un moyen de protéger efficacement la thyroïde contre les effets des rejets d’iode radioactif qui pourraient se produire en cas d’accident nucléaire. L’iode est en effet un oligo-élément naturel, indispensable au fonctionnement de la thyroïde. On le retrouve dans l’eau et les aliments que nous consommons. Les comprimés d’iode sont des médicaments fabriqués avec de l’iode comparable à celui qui se trouve dans la nature et dans l’alimentation : on l’appelle l’iode stable.

Concentration en bore du circuit primaire et réserve d’eau borée: Le bore est un corps ayant la propriété d’absorber les neutrons produits par la réaction nucléaire. Il est mélangé à l’eau du circuit primaire et permet de contrôler et, le cas échéant, d’arrêter la réaction nucléaire. A l’arrêt, des quantités supplémentaires de bore sont introduites dans le circuit primaire afin es prévenir toute possibilité de redémarrage intempestif de la réaction nucléaire. Cet appoint est réalisé à partir d’un réservoir. Le volume minimal d’eau borée présent dans ce réservoir est fixé par tes spécifications techniques d’exploitation.

Condenseur: Le condenseur est un échangeur thermique assurant la condensation de la vapeur sortant de la turbine par échange avec l’eau du circuit de refroidissement

Confinement: Confinement (de la radioactivité) : Dispositif de protection qui consiste à contenir les produits radioactifs à l’intérieur d’un périmètre déterminé fermé. Voir Enceinte de confinement .

Contamination: Mise en contact du corps avec une source radioactive. Dans le cas du corps humain, la contamination peut être interne (suite à inhalation, ingestion ou par une plaie) ou externe (dépôt sur la peau). Une contamination externe peut être éliminée par simple lavage.

Contamination radioactive: Contamination d’une matière, d’une surface, d’un milieu quelconque ou d’un individu par des substances radioactives. Dans le cas particulier du corps humain, cette contamination radioactive comprend à la fois la contamination externe cutanée et la contamination interne par quelque voie que ce soit.

Contre-réaction: Contre-réaction de réactivité. Augmentation ou diminution de la réactivité du cœur d’un réacteur, qui est due à la variation de certains paramètres de fonctionnement tels que la puissance, la température, la pression ou le taux de vide du caloporteur.

Contrôle-commande: Le controle-commande est constitué de l’ensemble des systèmes qui, dans une installation nucléaire, effectuent automatiquement des mesures et assurent des fonctions de régulation ou de protection. La complexité de ces systèmes s’est considérablement développée au cours des dernières décennies. Ils répondent aux besoins croissants des industriels d’un pilotage plus aisé et plus sûr de leur installation ; ils doivent également permettre d’assurer une surveillance accrue des installations, et par là même favoriser le retour d’expérience issu de l’exploitation. La poursuite de ces objectifs a conduit au recours de plus en plus fréquent à des logiciels dans les systèmes de contrôle-commande.

Conversion: Ensemble de transformations chimiques permettant d’obtenir l’hexafluorure d’uranium (UF6) à partir du minerai d’uranium en vue de son enrichissement, de son entreposage, ou pour la fabrication du combustible nucléaire.

Corium: 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

Crayon combustible: Le crayon combustible est constitué de pastilles d’oxyde d’uranium ou d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium (d’un diamètre et d’une hauteur d’environ 1 cm) empilées dans des tubes de métal (gaines en alliage de zirconium) fermés aux extrémités (étanchéité).

Criticité: Le risque de criticité est défini comme le risque de démarrage d’une réaction nucléaire en chaîne lorsqu’une masse de matière fissile trop importante est rassemblée au même endroit. Un milieu contenant un matériau nucléaire fissile devient critique lorsque le taux de production de neutrons (par les fissions de ce matériau) est exactement égal au taux de disparitions des neutrons (absorptions et fuites à l’extérieur).

Curie: voir Becquerel.

Cuve de réacteur: Enceinte métallique étanche de forte épaisseur en acier renfermant le cœur du réacteur et ses systèmes de contrôle de la réaction (structures de support du cœur et structures de guidage des grappes de contrôle) dans laquelle circule l’eau primaire sous pression.

Cycle du combustible: Désigne l’ensemble des opérations qui accompagnent la production d’électricité nucléaire : de l’extraction du minerai d’uranium à la fabrication de combustible (amont du cycle), de son utilisation dans un réacteur, à son traitement puis son recyclage jusqu’à son élimination définitive (aval du cycle). Le “”cycle du combustible”” est dit fermé s’il comprend le traitement du combustible irradié et le recyclage des matières fissiles issues du traitement.

Césium: Métal rare et toxique dont les caractéristiques sont comparables à celles du potassium. L’un de ses isotopes, le césium 137, est un produit de fission radioactif que l’on trouve dans les différents circuits de la zone nucléaire.

Cœur d’un réacteur: Equivalent du foyer d’une chaudière classique, le cœur d’un réacteur nucléaire à eau sous pression est constitué d’assemblages de combustible juxtaposés, formant un cylindre de l’ordre de 4 m de haut et 4 m de diamètre. C’est le siège de la réaction de fission en chaîne.

DAC: Décret d’Autorisation de Création (procédure INB).

DEP: Direction des Équipements sous Pression nucléaires (ASN).

DSND: Délégué à la Sûreté Nucléaire et à la radioprotection pour les activités et installations intéressant la Défense (ministère de la défense et ministère chargé de l’industrie)

Deutérium: Isotope de l’hydrogène (masse atomique 2).

Diesel de secours: Chaque réacteur à eau sous pression est équipé de deux lignes électriques extérieures en provenance du réseau national, et de deux groupes électrogènes de secours à moteur diesel. En situation normale le réacteur est alimenté par l’une des deux sources électriques externes constituées des lignes électriques extérieures. En cas de perte des deux sources électriques externes, les groupes électrogènes de secours à moteur diesel sont utilisés afin d’alimenter en électricité et permettre le fonctionnement des systèmes de sauvegarde qui seraient mis en œuvre en cas d’accident. Ces groupes électrogènes de secours à moteur diesel sont redondants puisque un seul est suffisant pour réaliser cette mission. L’exploitant démarre périodiquement ces groupes électrogènes afin de vérifier leurs performances.

Dioxyde de plutonium: Le dioxyde de plutonium est un composé chimique de formule PuO2. C’est une céramique réfractaire de couleur jaune à vert olive selon la taille de ses grains, sa température et son mode de fabrication. Il s’agit du principal composé du plutonium du point de vue des applications de ce métal.

Direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection (DGSNR): L’Autorité de sûreté nucléaire ou Direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection (DGSNR) assure, au nom de l’État, le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France pour protéger le public, les travailleurs et l’environnement des risques liés à l’utilisation du nucléaire. Elle est placée sous l’autorité conjointe du ministre chargé de l’environnement, du ministre chargé de l’industrie et du ministre chargé de la santé. Elle est chargée du contrôle technique et réglementaire de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.

Disponibilité: Le coefficient de disponibilité caractérise la performance industrielle d’une centrale. C’est le rapport entre la quantité d’énergie électrique que l’on peut produire en un temps donné et la quantité d’énergie maximale théorique pendant ce même temps.

Divergence: Démarrage du processus de réaction en chaîne dans un réacteur. Démarrage de l’activité d’un réacteur.

Dose: – Radioactivité : Quantité d’énergie communiquée à un milieu par un rayonnement ionisant
– Médical, pharmaceutique : Quantité précise de médicament − généralement exprimée par le poids ou la mesure − qui doit être administrée.

Dose maximale admissible: Dose extrême pouvant être absorbée pendant une durée déterminée

Dosimètre: Dispositif électronique individuel de surveillance radiologique qui permet de mesurer l’exposition externe aux rayonnements ionisants avec une lecture directe de la dose reçue pour le corps entier

Dosimétrie: Détermination, par évaluation ou par mesure, de la dose de rayonnement absorbée par une substance ou un individu ou un groupe d’individus.

Durée de vie: la durée de vie d’une installation nucléaire n’a pas de définition légale. On emploie généralement ce terme pour désigner la durée calendaire d’exploitation d’un réacteur nucléaire du début de fonctionnement à sa mise à l’arrêt définitif. La durée utile de fonctionnement du réacteur serait plus pertinente pour mesurer son vieillissement.

Débit de dose: Le débit de dose radioactive détermine l’intensité d’irradiation (énergie absorbée par la matière par unité de masse et de temps). Il se mesure en Gray par seconde(Gy/s) dans le système international. Il est utilisé en physique et en radioprotection.

Déchargement d’un réacteur: Opérations consistant à retirer le combustible nucléaire d’un réacteur. Dans les réacteurs à eau pressurisée, elles s’effectuent toujours réacteur à l’arrêt et cuve ouverte.

Déchets radioactifs: Matières radioactives inutilisables provenant de l’industrie nucléaire, de centres médicaux ou de laboratoires. Les déchets radioactifs sont classés selon deux caractéristiques : le niveau d’activité et la durée de demie-vie. Le niveau d’activité donne une indication sur le niveau de l’intensité du rayonnement radioactif à un moment donné et donc sur leur dangerosité potentielle. Quatre niveaux sont définis : très faible activité, faible activité, moyenne activité et haute activité. La durée de demie-vie permet de déduire la durée de dangerosité potentielle du déchet. En effet, la radioactivité diminue régulièrement dans le temps. Cette décroissance se fait rapidement pour les déchets à vie courte ou de façon beaucoup plus lente pour les déchets de longue durée de vie. Trois niveaux sont utilisés : vie très courte pour les déchets dont la radioactivité est divisée par deux en cent jours ou moins, vie courte pour ceux dont la radioactivité est divisée par deux en moins de trente ans et vie longue pour ceux dont la radioactivité est divisée par deux en trente ans et plus.

Déclassement: Ensemble des opérations administratives et réglementaires destinées soit à classer une installation nucléaire dans une catégorie inférieure, soit à en supprimer le classement initial.

Déconstruction: 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.

Décontamination radioactive: Opération de nettoyage ayant pour but d’éliminer partiellement ou totalement les substances radioactives déposées à la surface d’un matériau ou sur la peau quand il s’agit d’une personne, par des moyens permettant la récupération contrôlée des substances contaminantes.

Décroissance radioactive ou désactivation: Diminution d’activité nucléaire d’une substance radioactive par désintégrations spontanées.

Défense en profondeur: Le concept de défense en profondeur est mis en œuvre pour compenser les défaillances potentielles humaines et techniques. Ce concept se fonde sur plusieurs niveaux de protection centrés sur l’introduction de barrières successives empêchant la dispersion de substances radioactives dans l’environnement.

Démantèlement: Ensemble des opérations techniques qui conduisent une installation nucléaire à un niveau de déclassement choisi. Le terme de démantèlement couvre l’ensemble des activités, techniques et administratives, réalisées après l’arrêt définitif d’une installation nucléaire, afin d’atteindre un état final prédéfini où la totalité des substances dangereuses et radioactives a été évacuée de l’installation. Ces activités peuvent comprendre, par exemple, des opérations de démontage d’équipements, d’assainissement des locaux et des sols, de destruction de structures de génie civil, de traitement, de conditionnement, d’évacuation et d’élimination de déchets, radioactifs ou non. Cette phase de vie des installations est marquée par des changements rapides de l’état des installations et une évolution de la nature des risques.

Désintégration: Transformation d’un noyau instable en un noyau stable ou instable au cours de laquelle le nombre et la nature des nucléons sont modifiés.

EPR: Evolutionary Pressurized water Reactor (réacteur à eau pressurisée – nouveau type de réacteur nucléaire développé par AREVA-NP) incluant de nombreuses améliorations en matière de sûreté, d’utilisation des combustibles et d’économie d’exploitation.

ESPN: Équipement Sous Pression Nucléaire

EURODIF: Usine EUROpéenne d’enrichissement par DIFfusion gazeuse. La séparation isotopique mise en œuvre dans l’usine EURODIF sur le site de Tricastin (Drôme) est fondée sur le procédé de diffusion gazeuse. L’usine comporte 1400 modules d’enrichissement en cascade, répartis en 70 groupes de 20 modules regroupés dans des locaux étanches. Le principe de l’enrichissement par voie gazeuse consiste à faire diffuser un grand nombre de fois l’UF6 gazeux à travers des parois poreuses appelées « barrières ». Ces barrières laissent passer de façon préférentielle l’isotope 235 de l’uranium contenu dans le gaz, augmentant ainsi, à chaque passage, la proportion de cet isotope fissile dans l’UF6.

Ecart à la criticité: Afin de garantir le contrôle de la réaction numéraire, il faut qu’il y ait suffisamment de bore dans l’eau du circuit primaire, les grappes de commande contiennent également des matériaux absorbant les neutrons. Un paramètre particulier, dénommé écart à la criticité, caractérise l’évolution de la population des neutrons ou plus exactement l’évolution du nombre de fissions d’une génération de neutrons à l’autre. Il permet d’apprécier, compte tenu de la quantité de bore et de la position des grappes de commande, les marges dont on dispose vis-à-vis d’une éventuelle reprise de la réaction nucléaire.

Effet Cerenkov: Emission de lumière visible qui apparaît lorsqu’une particule chargée se déplace dans un milieu donné à une vitesse supérieure à celle de la lumière dans ce milieu. Le rayonnement est émis comme une onde de choc qui accompagne la particule. Ainsi la décroissance de noyaux radioactifs libère des électrons à des vitesses supérieures à celle de la lumière dans l’eau, avec laquelle ils interagissent en cédant leur énergie sous une longueur d’onde qui est celle de la lumière bleue. Le même phénomène peut se produire dans la matière lors d’un accident de criticité

Efficacité énergétique: ou économies d’énergie. L’efficacité énergétique vise à promouvoir des comportements, des méthodes de travail, des techniques de production ou d’utilisation moins coûteuses en énergie.

Empoisonnement (du combustible nucléaire): Phénomène de capture de neutrons par certains produits de fission qui s’accumulent au cours de l’irradiation (xénon 135, samarium 149, etc.), dégradant ainsi le bilan neutronique

Enceinte de confinement (ou bâtiment du réacteur): Également appelée bâtiment du réacteur (BR) l’enceinte de confinement est un bâtiment en béton à l’intérieur duquel se trouvent la cuve, le cœur du réacteur, les générateurs de vapeur ainsi que les principaux auxiliaires assurant la sûreté du réacteur. Elle constitue la troisième des barrières existant entre les produits radioactifs contenus dans le cœur du réacteur et l’environnement (la première barrière est la gaine du combustible, la deuxième est le circuit primaire). Elle est destinée, en cas d’accident, à retenir les produits radioactifs qui seraient libérés lors d’une rupture du circuit primaire. De ce fait, son étanchéité est particulièrement surveillée. De nombreuses canalisations traversent cette enceinte. Des vannes, situées de part et d’autre de la paroi de béton, permettent d’obturer chacune des canalisations lorsque les spécifications techniques, les procédures de conduite ou la situation exigent l’étanchéité complète de l’enceinte.

Enrichissement: Procédé par lequel on accroît la teneur en isotopes fissiles d’un élément. Le processus conduit à la séparation du produit en deux parties dites respectivement enrichie et appauvrie en l’isotope recherché.L’enrichissement de l’uranium en isotope 235 (235U) vise à le rendre efficacement utilisable comme combustible dans les centrales nucléaires.Ainsi l’uranium constitué, à l’état naturel, de 0,7% d’uranium 235, 235U (fissile) et à 99,3% d’uranium 238, 238U (non fissile) est enrichi en uranium 235 dont la proportion sera portée de 3 à 4%.

Entreposage: L’entreposage de déchets ou de combustible irradié correspond à des solutions provisoires de gestion. Il est dans tous les cas nécessaire de procéder à une surveillance du site et à une reprise des colis avant que le temps n’ait pu affaiblir les barrières dans lesquelles les éléments radioactifs sont confinés, avant la mise en œuvre d’une solution d’élimination définitive.

Euratom: Communauté européenne de l’énergie atomique, créée en 1957, la « Communauté européenne de l’Énergie atomique » avait, à l’origine, pour mission générale de contribuer à la formation et à la croissance des industries nucléaires. Toutefois, le Traité Euratom n’oblige pas en soi à la promotion de l’énergie nucléaire, ni ne contredit l’objectif actuel d’ouverture et de diversification des marchés énergétiques. Aujourd’hui, Euratom constitue le cadre d’une abondante législation dérivée qui encadre le fonctionnement de l’énergie nucléaire, notamment en matière de radioprotection des populations et de contrôle des matières nucléaires, ce qui a certainement contribué à mettre en place dans les pays membres de l’Union européenne un niveau élevé de sûreté et de sécurité nucléaires, quels que soient leurs choix énergétiques.

Exclusion de rupture: L’exclusion de rupture implique un renforcement des exigences de conception, de fabrication et de suivi en service de certains matériels. Ce renforcement doit être suffisant pour considérer que la rupture de ces matériels est extrêmement improbable. Il permet à l’exploitant de ne pas étudier intégralement les conséquences d’une rupture de ces tuyauteries dans la démonstration de sûreté de l’installation.

Exposition externe: Exposition résultant de sources situées en dehors de l’organisme

Exposition interne: Exposition résultant de sources situées dans l’organisme

Exposition totale: Somme de l’exposition externe et de l’exposition interne

Écran de protection radiologique: Dispositif matériel utilisé pour réduire l’exposition externe des personnes et des matériels aux rayonnements ionisants.

Épreuve hydraulique: La réglementation en matière d’équipements sous pression exige que, tous les 10 ans, la chaudière nucléaire fasse l’objet d’une visite complète et d’une requalification incluant une épreuve hydraulique. Cette épreuve consiste à soumettre ce circuit à une pression supérieure de 20 % à sa pression de calcul et constitue un test global de résistance.

FA-VL: Déchets de faible activité à vie longue (FA-VL) : Ce sont essentiellement des déchets de graphite et des déchets radifères. Les déchets de graphite proviennent essentiellement du démantèlement des réacteurs de la filière uranium naturel graphite gaz (UNGG). Le graphite issu de ces réacteurs contient des radionucléides à vie longue comme le carbone 14 (période 5 700 ans). Son niveau de radioactivité est de l’ordre de plusieurs centaines de milliers de Bq/g. Les déchets radifères, en majorité issus d’activités industrielles non électronucléaires (comme le traitement de minéraux contenant des terres rares), possèdentune activité comprise entre quelques dizaines et quelques milliers de Bq/g. Cette catégorie FA-VL comprend également d’autres types de déchets tels que certains colis de bitume anciens, des résidus de traitement de conversion de l’uranium issus de l’usine d’Orano située à Malvési, etc.

FARN: Force d’Action Rapide Nucléaire

FMA-VC: Déchets de faible activité et moyenne activité à vie courte (FMA-VC) : Ces déchets sont essentiellement issus du fonctionnement, de la maintenance et du démantèlement des centrales nucléaires, des installations du cycle du combustible, des centres de recherche et pour une faible partie des activités de recherche médicale. L’activité de ces déchets se situe entre quelques centaines et un million de Bq/g.

Facteur de conversion: Rapport, pour un intervalle de temps donné, du nombre de nucléides fissiles produits au nombre de nucléides fissiles détruits

Facteur de dose: Coefficient permettant de calculer une dose à l’homme (en sievert) correspondant à l’ingestion ou à l’inhalation d’une activité de 1 becquerel d’un radionucléide donné

Facteur de multiplication: Rapport, pour un intervalle de temps donné, du nombre de neutrons produits par fission au nombre de neutrons disparus

Fagot: Les crayons sont constitués de pastilles de combustible et sont utilisés sous forme d’assemblages dans le cœur des réacteurs de puissance. Lors de certaines opérations de transfert ces crayons sont transportés sous forme de fagots.

Fertile: Un nucléide est dit fertile, s’il peut se transformer en nucléide fissile par capture d’un neutron. Exemple l’uranium 238 (238U), qui se transforme en plutonium 239 (239Pu), est un nucléide fertile.

Filière de réacteur nucléaire: Terme utilisé pour désigner le choix technique d’un type de réacteurs nucléaires capables de produire de l’énergie dans des conditions de sécurité et de rentabilité satisfaisantes. Il se définit par un ensemble de spécifications et caractéristiques communes telles que : la nature et l’agencement du combustible, le modérateur éventuel, ou encore la nature du fluide de refroidissement. On distingue par exemple la filière uranium naturel/graphite gaz, les filières à eau légère, la filière à neutrons rapides.

Fissile: Un nucléide est dit fissile si son noyau est susceptible de subir une fission sous l’effet de neutrons de toutes énergies. Exemple : l’uranium 235. En toute rigueur, ce n’est pas le noyau appelé fissile qui subit la fission mais le noyau composé formé suite à la capture d’un neutron.

Fission nucléaire: Eclatement d’un noyau lourd, par exemple d’uranium ou de plutonium, en deux parties sous l’effet d’un bombardement de neutrons. Cette fission s’accompagne d’un important dégagement de chaleur et d’émission d’autres rayonnements, y compris de neutrons qui peuvent entretenir la réaction. Cette réaction est à la base de la production d’énergie nucléaire.

Fluide caloporteur: Fluide de refroidissement qui extrait la chaleur des assemblages de combustible et la transmet à la turbine sous forme d’énergie mécanique. Il s’agit d’eau dans les réacteurs REP ou RBMK, et de sodium dans les RNR.

Fonctionnement en suivi de charge: Mode de fonctionnement d’une tranche nucléaire, qui permet de réguler son niveau de puissance en fonction des variations de la demande en énergie électrique.

Fonctionnement normal: Fonctionnement de l’installation qui comprend l’ensemble des états et des opérations courantes de l’installation, y compris les situations de maintenance ou d’arrêt programmées, que les matières radioactives soient présentes ou non.

Fonds primaires: Le fond primaire est un composant en acier qui a la forme d’une portion de sphère située à la base du générateur de vapeur. Il permet de confiner l’eau du circuit primaire.

Formation de la bulle au pressuriseur: Le pressuriseur est un réservoir cylindrique, d’axe vertical, dont le fond communique avec une des canalisations principales du circuit primaire. Il contient, lorsque le réacteur est en fonctionnement, de l’eau sous les deux états (ou phases), liquide dans la partie inférieure, vapeur dans la partie supérieure. Dans ces conditions, dites diphasiques, la pression dans l’ensemble du circuit primaire ne dépend que de la température qui règne dans le pressuriseur à la surface de séparation entre liquide et vapeur. Cette pression est ainsi constamment maintenue à la valeur désirée par le réglage de la température du pressuriseur, qui se fait au moyen de résistances électriques et d’un système d’aspersion d’eau froide. Avant le démarrage du réacteur, le circuit primaire est rempli complètement d’eau liquide, y compris dans le pressuriseur. Dans cet état, dit monophasique, la pression du fluide primaire est plus difficile à contrôler, car elle dépend non seulement de la température, mais aussi de la masse d’eau présente à l’instant considéré dans le circuit primaire ; toute variation de ces grandeurs est alors susceptible de provoquer des variations importantes de la pression et d’endommager le circuit primaire.Pendant la période préparatoire au démarrage du réacteur, il faut passer de cet état monophasique à l’état diphasique. Cette opération, dite “”formation de la bulle au pressuriseur””, est délicate, elle est décrite dans une procédure, qui doit être suivie rigoureusement par les opérateurs, et qui définit le domaine de pression et de température à l’intérieur duquel le point représentatif de l’état du fluide primaire doit se situer pendant l’opération.

Framatome: Framatome (anciennement Areva NP) est une entreprise française du secteur nucléaire concevant des centrales nucléaires et fournissant des équipements de la chaudière nucléaire et des services de maintenance des réacteurs. C’est une filiale du groupe EDF depuis janvier 2018.

Frittage: Le frittage est une opération de cuisson à très haute température qui permet de transformer les pastilles d’uranium « crues » composées d’uranium compacté en pastilles proches de la composition d’une céramique.

Fusion nucléaire: À partir de deux noyaux légers (par exemple deuterium et tritium), formation d’un noyau plus lourd, accompagné d’un fort dégagement de chaleur.

Fusion par confinement inertiel: Pour produire des réactions de fusion thermonucléaire à l’échelle du laboratoire, une des méthodes envisagées repose sur l’utilisation de lasers de puissance pour, tout à la fois, comprimer et chauffer de petites billes de milieu fusible, les amenant ainsi dans des conditions de densité et de température propres au démarrage et à l’entretien des réactions de fusion

Fusion thermonucléaire: fusion à très haute température (de l’ordre de 100 millions de degrés) de deux noyaux atomiques légers aboutissant à la production d’un noyau plus lourd, s’accompagnant généralement de l’émission de particules et dégageant une grande quantité d’énergie. La réaction de fusion peut se réaliser par la réaction des noyaux de deux isotopes de l’hydrogène, le deutérium et le tritium, avec production d’un noyau d’hélium, d’un neutron et libération d’énergie. La matière produite est à l’état de plasma. La fusion nucléaire est une réaction qui existe à l’état naturel dans toutes les étoiles dont le soleil.

Gamma: Rayonnement électromagnétique, très pénétrant mais peu ionisant, émis par la désintégration d’éléments radioactifs. Des écrans de béton ou de plomb permettent de s’en protéger (symbole γ).

Grappes de commande: Pour contrôler la réaction nucléaire dans le cœur du réacteur, l’exploitant dispose de deux moyens principaux : – ajuster la concentration de bore dans l’eau du circuit primaire, le bore ayant la propriété d’absorber les neutrons produits par la réaction nucléaire, – introduire les grappes de commande dans le cœur ou les en retirer, ces grappes de commande contiennent des matériaux absorbant les neutrons. II convient, en marche normale du réacteur, de maintenir certaines grappes à un niveau suffisant, fixé par les spécifications techniques, d’une part pour que leur chute puisse étouffer efficacement la réaction nucléaire en cas d’arrêt d’urgence, d’autre part pour assurer une bonne répartition du flux de neutrons.

Gray: Unité légale permettant de mesurer la quantité de rayonnements absorbés par un organisme ou un objet exposé aux rayonnements (symbole : Gy) Un gray correspond à une dose absorbée de 1J/kg de matière. Quelques exemples : une radiographie dentaire : 0,2 mGy, un cliché thoracique : 1 mGy, une séance de radiothérapie : 2 Gy.

Générateur de vapeur: Un générateur de vapeur (GV) est un échangeur thermique entre l’eau du circuit primaire, portée à haute température (320 °C) et à pression élevée (155 bars) dans le cœur du réacteur, et l’eau du circuit secondaire qui se transforme en vapeur et alimente la turbine. Chaque générateur de vapeur comporte plusieurs milliers de tubes en forme de U, qui permettent les échanges de chaleur entre l’eau du circuit primaire et l’eau des circuits secondaires pour la production de la vapeur alimentant la turbine. les réacteurs à eau sous pression de 900 MWe comportent 3 générateurs de vapeur, les réacteurs de 1 300 MWe comportent 4 GV.

HA: Déchets de haute activité (HA) : Ces déchets sont principalement constitués des colis de déchets vitrifiés issus des combustibles usés après traitement. Ces colis de déchets concentrent la grande majorité de la radioactivité contenue dans l’ensemble des déchets, qu’il s’agisse des produits de fission ou des actinides mineurs. Le niveau d’activité de ces déchets est de l’ordre de plusieurs milliards de becquerel par gramme (Bq/g) au moment de leur production et conditionnement.

HCTISN: Haut Comité pour la Transparence et l’Information sur la Sécurité Nucléaire (créé par la loi du 13 juin 2006). Le Haut comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire est, en France, une instance d’information, de concertation et de débat sur les risques liés aux activités nucléaires.

Halogènes: Groupe d’éléments chimiques tels le chlore, l’iode, etc. La réaction nucléaire donne naissance, parmi les produits de fission, à des halogènes gazeux qui ont tendance à ralentir la réaction.

Hexafluorure d’uranium: L’uranium contenu dans les combustibles nucléaires doit être enrichi en 235U fissile. Avant d’être enrichi, l’uranium est tout d’abord converti en un gaz appelé “”hexafluorure d’uranium”” ou UF6.

ICPE: Installation Classée pour la Protection de l’Environnement (installation soumise, du fait de son impact potentiel sur le public et l’environnement, à la réglementation définie par le titre Ier du livre V du code de l’environnement).

INB: Installation Nucléaire de Base. Installation soumise, de par sa nature ou en raison de la quantité ou de l’activité des substances radioactives qu’elle contient, à la loi du 13 juin 2006 (dite Loi TSN) et de l’arrêté du 7 février 2012. Ces installations doivent être autorisées par décret pris après enquête publique et avis de l’ASN. Leurs conception, construction, exploitation (en fonctionnement et à l’arrêt) et démantèlement sont réglementés.

INBS: Installation Nucléaire de Base Secrète (dépend du ministère de la Défense)

IRSN: Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. L’IRSN est un établissement public à caractère industriel et commercial (EPIC) fonctionnant sous la tutelle conjointe des ministres chargés de la Défense, de l’Environnement, de l’Industrie, de la Recherche et de la Santé et du travail. L’IRSN assume notamment un rôle d’expertise technique pour l’ASN.

ITER: International Thermonuclear Experimental Reactor (projet de réacteur expérimental international de fusion nucléaire qui sera implanté à Cadarache). Le projet ITER vise à réaliser, en coopération internationale avec la Chine, la Corée du Sud, les États-Unis, l’Union Européenne, le Japon et la Russie, un réacteur expérimental de fusion thermonucléaire par confinement magnétique, comprenant la construction, l’exploitation et le démantèlement du réacteur. L’objectif du projet ITER est de démontrer que la réaction de fusion par confinement magnétique du plasma est techniquement possible. Le réacteur ne produira pas d’électricité mais constituera une étape incontournable vers la maîtrise de l’énergie produite.

Installation nucléaire de base: Installation soumise, de par sa nature ou en raison de la quantité ou de l’activité des substances radioactives qu’elle contient, à la loi du 13 juin 2006 (dite Loi TSN) et de l’arrêté du 7 février 2012. Ces installations doivent être autorisées par décret pris après enquête publique et avis de l’ASN. Leurs conception, construction, exploitation (en fonctionnement et à l’arrêt) et démantèlement sont réglementés.

Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire: L’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) est un établissement public à caractère industriel et commercial (EPIC) fonctionnant sous la tutelle conjointe des ministres chargés de la Défense, de l’Environnement, de l’Industrie, de la Recherche et de la Santé et du travail. L’IRSN assume notamment un rôle d’expertise technique pour l’ASN.

Iode: Corps simple dont le numéro atomique est 53. L’iode naturel est composé d’un isotope stable (iode 127) et d’isotopes radioactifs. Ces isotopes radioactifs sont produits en grande quantité dans les produits de fission de l’uranium et du plutonium utilisés dans l’industrie nucléaire.La glande thyroïde (petite glande située à la base du cou et fabriquant entre autre les hormones thyroïdiennes iodées) absorbe l’iode présents dans l’alimentation, la boisson et l’air. Le manque ou l’excès d’iode peut entrainer des maladies de la thyroïde qui peut alors fonctionner trop faiblement (hypothyroïdie) ou trop fortement (hyperthyroïdie).L’iode non radioactif est utilisé en radiologie comme produit de contraste car il est opaque aux rayons X.En revanche, l’iode radioactif est utilisé en scintigraphie pour réaliser des images (Iode 123) ou des traitements de certains cancers de la glande thyroïde (Iode 131).L’iode 131, émis lors des accidents nucléaires notamment, peut être fixé par la glande thyroïde et pourrait (en fonction de la quantité incorporée) entraîner des maladies de la glande thyroïde, dont des cancers.

Iode 131: L’iode-131 est un élément radioactif dont la période est très courte (8,02 jours). Employé à faible dose pour les examens médicaux, l’iode-131 est un traceur idéal pour les applications médicales, notamment pour l’étude du fonctionnement de la thyroïde. À plus forte dose, il est aussi utilisé pour le traitement des hyperthyroïdies et pour les radiothérapies des cancers de la thyroïde.

Irradiation: Exposition d’un organisme à des rayonnements ionisants. Une irradiation peut être interne, en cas de contamination ou dans lors de certaines thérapies, ou externe, si la source du rayonnement se trouve à l’exterieur du corps. L’exposition cesse dès que la source n’émet plus de rayonnements ou que la personne exposée est soustraite au champ de rayonnements.

Isotopes: Éléments dont les atomes possèdent le même nombre d’électrons et de protons, mais un nombre différent de neutrons. Il existe par exemple trois isotopes d’uranium : l’uranium 234 (234U – 92 protons, 92 électrons et 142 neutrons), l’uranium 235 (235U – 92 protons, 92 électrons et 143 neutrons) et l’uranium 238 (238U – 92 protons, 92 électrons et 146 neutrons). On recense actuellement environ 325 isotopes naturels et 1200 isotopes créés artificiellement.

Îlot nucléaire: 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

Joule: Unité légale de l’énergie. Son symbole est J. Le joule traduit une quantité d’énergie assez petite ; c’est pourquoi on utilise très souvent les multiples de cette unité : kJ (le kilojoule est égal à 1000 joules), MJ (le mégajoule est égal à un million de joules). Cette unité a longtemps été exprimée en calorie avec l’équivalence d’une calorie égale à 4,18 joules.

Jupe: La jupe ou la virole enveloppe le faisceau de tubes d’échange de chaleur et a pour fonction de canaliser l’eau d’alimentation à l’intérieur du générateur de vapeur (GV). L’eau d’alimentation, en provenance du condenseur, s’écoule vers le bas de l’appareil entre la virole et l’enveloppe externe du générateur de vapeur. Elle remonte ensuite le long du faisceau tubulaire où elle extrait la chaleur de l’eau primaire. La vapeur produite le long des tubes alimente la turbine. La virole est maintenue verticalement par six blocs supports.

Kilowatt-heure: Symboles Kw ou Kwh : unité de mesure de travail et d’énergie, correspondant à 1000 wattheure, égale à la consommation d’un appareil électrique de 1000 watts fonctionnant pendant une heure (ou de 100 watts fonctionnant pendant 10 heures). Un kilowattheure (kWh) est la quantité d’énergie égale à 3,6 millions de joules ou 3600 kJ. On utilise aussi ses multiples exprimés en MWh (mégawattheure) ou TWh (térawattheure), avec 1 MWh = 1000 kWh et 1TWh = 1 million de kWh. Voir Watt.

kW, kWh: Unité de mesure de travail et d’énergie, correspondant à 1000 wattheure, égale à la consommation d’un appareil électrique de 1000 watts fonctionnant pendant une heure (ou de 100 watts fonctionnant pendant 10 heures). Un kilowattheure (kWh) est la quantité d’énergie égale à 3,6 millions de joules ou 3600 kJ. On utilise aussi ses multiples exprimés en MWh (mégawattheure) ou TWh (térawattheure), avec 1 MWh = 1000 kWh et 1TWh = 1 million de kWh. Voir Watt.

Laboratoire chaud: Laboratoire équipé pour la manipulation ou le traitement de substances fortement radioactives

Liaison entre piscines: La piscine du bâtiment-combustible et celle du bâtiment-réacteur (BR)sont reliées par un tube qui permet la transmission des éléments combustibles. La manutention de ces éléments entre la piscine de désactivation et la cuve s’effectue toutes piscines pleines. En dehors des phases de manutention, le tube de transfert est fermé par une vanne.

Loi Bataille: La loi n°91-1381 du 30 décembre 1991 (désormais codifiée sous la forme des articles L542-1 et suivants du code de l’environnement), également appelée loi Bataille, du nom de son rapporteur, le député du Nord Christian Bataille, a fixé les grandes orientations relatives aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs de haute activité à vie longue (HA-VL).

MELOX: L’usine MELOX, située sur le site de Marcoule dans le Gard, fabrique des assemblages de combustibles MOX (mélange d’oxyde d’uranium et de plutonium) destinés aux réacteurs électronucléaires à eau légère. Elle est aujourd’hui la seule installation nucléaire française de production de combustible MOX, combustible constitué d’un mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium.

MOX: Le combustible MOX est un combustible nucléaire à base d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium. Son utilisation dans des réacteurs nucléaires de production d’électricité a débuté à l’étranger dans les années 1970. Il est utilisé en France depuis 1987.En 2017, sur les 58 réacteurs français, 22 réacteurs nucléaires d’EDF utilisent ce combustible. 24 réacteurs sont autorisés à l’utiliser.En France, le combustible MOX utilise exclusivement du plutonium civil, extrait du combustible irradié.

Masse critique: Masse de noyaux de matière fissile nécessaire pour que lors d’une réaction en chaîne le nombre de neutrons produits soit égal au nombre de neutrons absorbés.

Matières fissiles: Noyau (ou matière) pouvant subir la fission par absorption de neutrons. En toute rigueur, ce n’est pas le noyau appelé fissile qui subit la fission mais le noyau composé formé suite à la capture d’un neutron. Les matières fissiles utilisées dans l’industrie nucléaire sont principalement l’uranium 235 et le plutonium 239.

Matières radioactives: Définies par l’article L. 542‑1‑1 du code de l’environnement. Désignent des composés radioactifs qui peuvent être valorisés, soit immédiatement, soit ultérieurement, en raison notamment de leur potentiel énergétique : ce sont par exemple l’uranium et le plutonium qui renferment des isotopes fissiles.

Matrice de conditionnement: Matériau assurant l’enrobage ou le blocage de déchets radioactifs

Mesures du flux neutronique: L’exploitant doit surveiller en permanence le flux des neutrons émis par le cœur du réacteur pour pouvoir contrôler toute augmentation intempestive de puissance. Il dispose pour cela de divers moyens de mesures : les chaines de puissance utilisées en fonctionnement normal, les chaines intermédiaires utilisées lors du démarrage du réacteur, et les chaines sources capables de mesurer de très faibles flux lorsque le réacteur est à l’arrêt.

Millisievert: Le millième du Sievert. Unité légale d’équivalent de dose qui permet de rendre compte de l’effet biologique produit par une dose absorbée donnée sur un organisme vivant. L’équivalent de dose n’est pas une quantité physique mesurable mais obtenue par le calcul. On l’obtient en multipliant la dose absorbée (exprimée en gray, 1 gray = 1 joule par kg) par deux coefficients facteur qui dépendent de la nature du rayonnement et du type de tissu touché.Pour les faibles doses, on utilise le milliSievert (symbole mSv) qui représente un millième de Sievert et le microSievert qui représente un millionième de Sievert (symbole µSv). Voici quelques exemples de d’équivalent de dose: radioactivité naturelle moyenne en France et par personne : 2,4 mSv par an, radiographie pulmonaire : environ 0,1 mSv, aller-retour Paris-New York : entre 50 et 150 µSv.

Modérateur: Matériau formé de noyaux légers qui ralentissent les neutrons par diffusions élastiques. Il doit être peu capturant afin de ne pas gaspiller les neutrons et être suffisamment dense pour assurer un ralentissement efficace

Monts d’Arrée: Le réacteur nucléaire EL4 (70 MWe) de la centrale de Brennilis, sur le site des Monts d’Arrée, est situé à 55 km au nord de Quimper. Prototype industriel de production d’électricité fonctionnant à l’uranium faiblement enrichi, modéré à l’eau lourde et refroidi au gaz carbonique, le réacteur a été mis en service le 23 décembre 1966 et a cessé définitivement toute activité le 31 juillet 1985. Le démantèlement complet de l’installation avait été autorisé par décret n°2006-147 du 9 février 2006.

Multi-recyclage: recyclage multiple de matières (uranium et plutonium) séparées par le retraitement du combustible nucléaire usé. Le combustible recyclé une première fois est à nouveau retraité pour séparer des matières qui sont recyclées.

Mécanique quantique: Qui relève de la théorie développée à partir du principe des quanta de Planck (les échanges d’énergie entre rayonnement et matière ne peuvent s’effectuer que par paquets discontinus) et du principe d’incertitude d’Heisenberg, selon lequel il n’est pas possible de déterminer avec précision à la fois la position et la vitesse d’une particule.

Neutrino: Particule élémentaire de charge électrique nulle, de masse très faible, capable de véhiculer une énergie importante

Neutron: Particule fondamentale électriquement neutre qui entre, avec les protons, dans la composition du noyau de l’atome. Lorsqu’un neutron est à l’état de particule libre portée à grande vitesse, sa collision avec certains noyaux d’atome provoque la fission de ces noyaux. La chaleur dégagée par cette réaction est utilisée dans les réacteurs nucléaires.

Neutrons rapides: Neutrons libérés lors de la fission, se déplaçant à très grande vitesse (20 000 km/s). Leur énergie est de l’ordre de 2 millions d’électronvolts et leur énergie cinétique est très supérieure à celle des neutrons thermiques.

Neutrons thermiques: Neutrons émis au moment de la fission, également appelés neutrons lents. Neutrons en équilibre thermique avec la matière dans laquelle ils se déplacent avec une vitesse de l’ordre de 2 à 3 km/s. Leur énergie est inférieure à 1 électronvolt. C’est ce type de neutrons qu’utilisent principalement les réacteurs nucléaires fonctionnant sur le principe de réactions en chaîne de fission.

Non destructif: Un contrôle “”non destructif”” est un ensemble de méthodes qui permettent de caractériser l’état d’intégrité de structures ou de matériaux, sans les dégrader, soit au cours de la production, soit en cours d’utilisation, soit dans le cadre de maintenances. Essai ou examen “”non destructif””

Noyau dur: Le concept de « noyau dur » vise à disposer de structures et équipements résistant à des événements extrêmes assurant les fonctions fondamentales pour la sûreté des installations et pour la gestion de crise du site. Légende de l’image :1-Refroidissement du réacteur 2-Refroidissement de la piscine 3-Refroidissement du bâtiment réacteur

Noyaux lourds: Dénomination donnée aux isotopes des éléments dont le nombre de protons (numéro atomique) est égal ou supérieur à 80. Tous les actinides et leurs produits de filiation figurent dans ce groupe

Nucléide: Noyau atomique caractérisé par le nombre de protons et le nombre de neutrons qu’il renferme. Radionucléide : isotope radioactif, appelé aussi parfois radio-isotope.

Nucléons: Particules constitutives du noyau atomique, c’est-à-dire les protons et les neutrons, liées entre elles par une interaction forte qui assure la cohésion du noyau

OPECST: L’Office Parlementaire d’Evaluation des Choix Scientifiques et Technologiques a été créé par la loi du 8 juillet 1983. Il a pour mission, aux termes de la loi, d’informer le Parlement des conséquences des choix de caractère scientifique et technologique afin, notamment, d’éclairer ses décisions. A cet effet, l’Office recueille des informations, met en œuvre des programmes d’études et procède à des évaluations. L’ASN présente chaque année son Rapport sur l’état de la sûreté et de la radioprotection devant les parlementaires de l’OPECST, à l’Assemblée nationale.

Objectif de sûreté: Ensemble des critères qualitatifs ou quantitatifs qui sont pris en compte dans l’analyse de sûreté pour la conception et l’exploitation d’une installation nucléaire, ainsi que pour son démantèlement.

Opacité: Aptitude d’un matériau à s’opposer à la pénétration du rayonnement. Par exemple, la couronne solaire est un milieu de très faible densité qui est facilement traversé par le rayonnement. Le cœur du Soleil est un milieu très dense de forte opacité : le rayonnement qu’il émet progresse très lentement jusqu’à la surface

Orano: Orano (anciennement Areva NC) est une multinationale française du secteur de l’énergie, œuvrant principalement dans les métiers du nucléaire. Ses activités sont principalement liées à l’énergie nucléaire : extraction de l’uranium, concentration, raffinage, conversion et enrichissement de l’uranium, fabrication d’assemblages de combustible nucléaires, transport des combustibles nucléaires, traitement des combustibles nucléaires usés, démantèlement nucléaire et gestion des déchets radioactifs.

Oxyde d’uranium: L’oxyde d’uranium désigne l’un des oxydes de l’élément uranium. Il peut s’agir :du dioxyde d’uranium ou oxyde d’uranium IV de formule chimique UO2, le minéral pechblende,du trioxyde d’uranium ou oxyde d’uranium VI de formule chimique UO3,du tétraoxyde d’uranium ou peroxyde d’uranium de formule chimique UO4 également appelé peroxyde d’uranyle (et alors écrit UO2O2),de l’octaoxyde de triuranium de formule chimique U3O8, le minéral uranite et oxyde d’uranium le plus stable, constituant la majorité des yellowcakes.

PF: Produits de Fission

PHÉNIX: Le réacteur PHÉNIX (CEA – Marcoule), construit et exploité par le CEA en collaboration avec EDF, est un réacteur de démonstration de la filière dite à neutrons rapides. Il est implanté à Marcoule (Gard). Sa construction a débuté en 1968, sa première divergence a été effectuée le 31 août 1973. Sa puissance nominale est de 563 MWth. POur en savoir plus, consulter la page de l’installation PHENIX sur asn.fr

PPI: Plan Particulier d’Intervention (plan de secours spécifique établi par l’État visant des risques liés à l’existence et au fonctionnement d’installations ou d’ouvrages déterminés)

Palier: Modèle de réacteurs de caractéristiques identiques ; un palier désigne l’ensemble des réacteurs d’un modèle donné.

Panneau de repli: Le panneau de repli est un système de secours, placé hors de la salle de commande, qui permet à l’équipe de conduite, dans le cas où la salle de commande serait rendue inexploitable, de ramener le réacteur à l’arrêt dans un état sûr.

Passif: Qualifie des réacteurs dotés de dispositifs de sûreté utilisant des technologies misant sur des phénomènes physiques naturels et n’étant donc pas soumises en théorie à une éventuelle défaillance extérieure : humaine, perte d’alimentation énergétique ou panne d’un appareil électromécanique.

Piscine: Bassin rempli d’eau, la piscine de stockage du combustible ou de désactivation a deux fonctions. D’une part, elle reçoit l’ensemble des assemblages du cœur du réacteur pendant les arrêts pour rechargement et sert à l’entreposage, au transit et à la manipulation de matières et d’équipements radioactifs. Elle assure la protection des personnes pendant toutes ces phases. D’autre part, elle sert au stockage des assemblages usés dans l’attente de leur envoi vers une usine de retraitement. Durant cette période, qui peut atteindre plusieurs années, les assemblages usés perdent une grande partie de leur radioactivité et de leur puissance résiduelle. Le refroidissement de la piscine est nécessaire pour évacuer la puissance résiduelle dégagée par les éléments combustibles présents.

Piscine du réacteur: La piscine du bâtiment du réacteur comporte deux bassins séparés par une cloison amovible, appelée batardeau. Le premier bassin contient la cuve du réacteur et le deuxième des éléments internes à la cuve qui y sont déposés lors des arrêts du réacteur. Ces bassins peuvent être remplis ou vidés indépendamment l’un de l’autre. En période de rechargement, elle est remplie d’eau borée dès que le couvercle de la cuve est retiré, ce qui permet d’effectuer la manutention des assemblages combustibles et d’y stocker, en attente, les composants internes à la cuve.

Piège froid: Dispositif de purification d’un métal liquide, qui consiste à le refroidir pour cristalliser ses impuretés sur un support adapté. Dans les réacteurs rapides refroidis au sodium, les pièges froids cristallisent l’oxyde et l’hydrure de sodium.

Plan d’urgence interne: Plan qui définit toute l’organisation interne à la centrale, ainsi que les moyens particuliers à mettre en place en cas de situation accidentelle sur les installations. Le PUI est déclenché par la direction de la centrale. Il est coordonné avec le PPI qui traite les conséquences survenant à l’extérieur du site.

Plan particulier d’intervention (PPI): Plan qui décrit l’organisation des secours mis en place par les pouvoirs publics, en cas d’accident dans une centrale nucléaire susceptible d’avoir des conséquences pour la population. Le déclenchement et la coordination des moyens qui en découlent en fonction des circonstances sont placés sous l’autorité du Préfet.

Plasma: Milieu constitué d’atomes plus ou moins ionisés, d’électrons libres et de photons

Plutonium: Symbole Pu ; élément de numéro atomique 94 dont aucun isotope n’existe dans la nature. Le plutonium 239 (239Pu), isotope fissile, est produit dans les réacteurs nucléaires à partir de l’uranium 238 (238U) par absorption d’un neutron. Sa manipulation exige de strictes précautions en raison de sa toxicité chimique et des dangers présentés par ses rayonnements alpha.

Pompes primaires: Les pompes primaires assurent la circulation de l’eau dans le circuit primaire et donc le refroidissement du cœur. Les réacteurs à eau sous pression de 900 MWe sont équipés de trois pompes primaires ; les réacteurs à eau sous pression de 1300 MWe sont équipés de quatre pompes primaires. Sur chaque circuit primaire sont installés deux dispositifs de détections d’incendie indépendants, comportant chacun plusieurs capteurs. La défaillance d’un capteur rend le dispositif correspondant inopérant et active une alarme en salle de commande. Les spécifications techniques d’exploitation demandent alors d’intervenir dans un délai de trois jours, en mettant hors service le capteur défaillant, ce qui rend à nouveau opérant le dispositif de détection. Le capteur défaillant peut être réparé à l’arrêt pour rechargement suivant.

Pont polaire: Le pont polaire est un pont de manutention situé sous le dôme du bâtiment réacteur. Il repose sur des consoles fixées à la structure du bâtiment réacteur. Il permet la manutention de charges lourdes au dessus du réacteur, il fait donc l’objet de contrôles approfondis

Pression et température de l’eau du circuit primaire: La pression et la température du circuit primaire sont deux paramètres fondamentaux que l’équipe de conduite doit surveiller en permanence. Les limites imposées par les spécifications techniques d’exploitation garantissent une marge qui permet de se prémunir contre tout risque d’ébullition de l’eau. L’ébullition diminuerait en effet l’efficacité du refroidissement et risquerait de conduire à un endommagement du comestible. Elle risquerait aussi d’endommager les pompes primaires.

Pressuriseur: Le pressuriseur est un gros composant forgé qui mesure 14 m de haut et pèse plus de 140 tonnes à vide. Le pressuriseur est un réservoir de forme cylindrique, dont la fonction est de réguler la pression du circuit primaire. En fonctionnement normal, il contient de l’eau en phase liquide et en phase vapeur. Lors du démarrage du réacteur, il est rempli en eau sous forme liquide. La vaporisation d’une partie de cette eau est obtenue par la mise en service de résistances électriques de chauffage.

Principaux isotopes: L’uranium 235, fissile dans la proportion de 0,71%, est le seul isotope fissile naturel, une qualité qui explique son utilisation comme source d’énergie (symbole U). L’uranium 234 (234U) et 238 (238U), ce dernier fertile dans la proportion de 99,28%.

Prise et rejet d’eau: Prélèvement d’eau naturelle dans un cours d’eau ou la mer, destinée au refroidissement du condenseur d’une centrale thermique, qui retourne vers sa source d’origine après un transfert de chaleur. L’élévation de température du plan d’eau de rejet régie par la réglementation fait l’objet de contrôles ; elle est fonction du rapport existant entre la consommation des installations et le débit de l’ensemble de la source extérieure.

Procédé DIAMEX: Procédé d’extraction, à l’aide d’un solvant, des actinides mineurs et des lanthanides contenus dans les solutions de produits de fission issues du traitement des combustibles usés.

Procédé PUREX: Procédé industriel de traitement des combustibles usés qui permet d’extraire de ces combustibles, à l’aide d’un solvant, l’uranium et le plutonium, puis de séparer ces deux éléments l’un de l’autre.

Procédé Silva: Procédé de séparation isotopique permettant de séparer les isotopes 235 (235U) et 238 (238U) de l’uranium (l’uranium naturel comprend 0,72 % d’isotope 235 et 99,28 % d’isotope 238) et d’enrichir la composition isotopique en isotope 235

Produits de fission: Fragments de noyaux lourds produits par la fission nucléaire ou la désintégration radioactive ultérieure des éléments formés selon ce processus. Les produits de fission sont issus de la fission des atomes d’uranium et de plutonium (césium, strontium, iode, xénon…). Radioactifs pour la plupart, ils se transforment d’eux-mêmes en d’autres éléments. Ceux qui ne se désintègrent pas rapidement constituent une part des déchets radioactifs.

Protection biologique: Dispositif permettant de limiter l’exposition des personnes aux rayonnements ionisants, lors des opérations d’exploitation courantes et lors des opérations de maintenance.

Proton: Proton Découvert en 1911 par le physicien britannique Ernest Rutherford, ce nucléon porte une charge électrique positive exactement égale et opposée à celle de l’électron. Sa masse vaut 1,673·10-27 kg

Puisards: En cas de fuite sur le circuit primaire, les puisards permettent de récupérer l’eau afin de la réinjecter dans le circuit primaire ou dans le circuit d’aspersion de l’enceinte du réacteur,

Puissance électrique: Produit de la tension de sortie par l’intensité du courant fourni. Pour une centrale électrogène, puissance délivrée sur le réseau (35% environ de la puissance thermique pour un réacteur nucléaire à eau sous pression)

Période radioactive: Temps nécessaire pour que la quantité d’atomes d’un élément radioactif se soit désintégrée de moitié. La période varie avec les caractéristiques de chaque radioélément : 110 minutes pour l’argon 41 (41Ar) ; 8 jours pour l’iode 131 (131I) et 4,5 milliards d’années pour l’uranium 238 (238U). Aucune action physique extérieure n’est capable de modifier la période d’un radioélément, sauf une transmutation (transformation d’un radioélément en un autre).

RCV: Système de contrôle Chimique et Volumétrique du circuit primaire principal (REP). Le système de contrôle volumétrique et chimique a notamment pour fonction de maintenir dans le circuit primaire la quantité d’eau nécessaire au refroidissement du cœur. Cette régulation du volume du circuit primaire se fait par l’intermédiaire d’un circuit d’injection (charge) et de vidange (décharge). Lorsque la ligne de décharge normale est inutilisable, le fluide primaire en excès peut être évacué par l’intermédiaire d’un autre circuit. Cet autre circuit est également utilisé dans certaines procédures de conduite en situation incidentelle.

REB: Acronyme de “”Réacteur à eau bouillante””. Une des deux grandes familles (l’autre étant celle des réacteurs à eau pressurisée : REP) de réacteurs nucléaires à eau ordinaire (légère). Un REB est modéré et refroidi par de l’eau portée à ébullition dans le cœur dans les conditions normales de fonctionnement.

REP: Acronyme de “”Réacteur à eau sous pression””. Réacteur utilisant de l’eau légère à la fois comme modérateur (pour abaisser l’énergie des neutrons à un niveau qui augmente le rendement de la fission) et comme caloporteur (pour transférer la chaleur du cœur vers le générateur de vapeur). Le programme électronucléaire français repose essentiellement sur le développement de cette filière (avec des réacteurs de 900 MWe, 1 300 MWe et 1 450 MWe) qui compte également le plus grand nombre d’unités en service dans le monde.La température de l’eau primaire étant proche de 330°C, il est nécessaire de la pressuriser à 155 bar pour éviter sa vaporisation. Le combustible est à base d’oxyde d’uranium enrichi, éventuellement mélangé à du plutonium.

RIS: Le circuit d’injection de sécurité (RIS) permet, en cas d’accident causant une brèche importante au niveau du circuit primaire du réacteur, d’introduire de l’eau borée sous pression dans celui-ci. Le but de cette manœuvre est d’étouffer la réaction nucléaire et d’assurer le refroidissement du cœur. Le circuit d’aspersion de l’enceinte (EAS) pulvérise, en cas d’accident, de l’eau contenant de la soude dans l’enceinte du réacteur. Son objectif est de conserver l’intégrité de l’enceinte du réacteur, en diminuant la pression et la température à l’intérieur, et d’éliminer l’iode radioactif présent sous forme gazeuse. Dans un premier temps, ces deux systèmes de sauvegarde sont alimentés en eau par des réservoirs. Ils sont ensuite alimentés par des puisards qui récupèrent en bas de l’enceinte l’eau déjà injectée. Afin de permettre ce passage en recirculation, le niveau d’eau dans ces puisards doit être supérieur à un niveau minimal. Ce niveau, spécifié dans les règles générales d’exploitation du réacteur, permet en effet de s’assurer de la manœuvre de vannes participant à la réalimentation des systèmes d’injection de sécurité et d’aspersion de l’enceinte.

RMN: “”Résonance Magnétique Nucléaire”” : son principe est fondé sur les propriétés que certains noyaux d’atomes acquièrent lorsqu’ils sont placés dans un champ magnétique intense. Ils peuvent alors interagir avec des ondes radio pour émettre des signaux (spectres ou images) qui permettent d’identifier la structure des composés présents.

RNR: Acronyme de “”Réacteurs à neutrons rapides””. Les réacteurs à neutrons rapides (RNR) ont été conçus pour utiliser la matière fissile (l’uranium et le plutonium) comme combustible nucléaire, plus complètement que dans les réacteurs à neutrons thermiques. Le fluide caloporteur peut être un métal liquide, tel le sodium (Phénix) ou un gaz (l’hélium). Ils présentent les avantages de pouvoir fabriquer de la matière fissile (surgénérateur) ou, au contraire, incinérer des déchets (actinides) à vie longue. En France, après la fermeture de Superphénix, le réacteur de recherche Phénix à Marcoule dans le Gard, d’une puissance électrique de 250 MWe, a été définitivement arrêté en 2009 et est en cours de démantèlement.

RNR-Na: Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium

RPN: Le système de mesure de la puissance nucléaire (RPN) assure la surveillance permanente de la puissance du réacteur. Cette surveillance, qui consiste à mesurer le flux de neutrons, est assurée par des détecteurs disposés à l’extérieur de la cuve.

RRA: Circuit de refroidissement du réacteur à l’arrêt (RRA). Ce circuit assure l’évacuation de la puissance résiduelle dégagée par le combustible, quand il est encore dans la cuve, pendant les périodes d’arrêt.

RRAJ: Circuit de refroidissement à l’arrêt (RRAJ)Ce circuit assure, lors des phases d’arrêt des réacteurs, la circulation et un niveau d’eau minimal dans le circuit primaire, afin d’évacuer la chaleur résiduelle provenant des combustibles encore présents dans le cœur du réacteur. Il est constitué de deux voies redondantes. Lors de certains travaux de maintenance, l’exploitant est amené à descendre le niveau d’eau du circuit primaire relativement bas. La surveillance de ce niveau d’eau revêt une importance particulière car un niveau suffisant est nécessaire à la fois au noyage du cœur et au bon fonctionnement des pompes du circuit RRA.

RRI: Le circuit de refroidissement intermédiaire (RRI) permet de refroidir, en fonctionnement normal comme en situation accidentelle, l’ensemble des matériels et fluides des systèmes auxiliaires et de sauvegarde du réacteur. En particulier, le RRI refroidit les différentes parties mécaniques de pompes qui assurent la circulation de l’eau de refroidissement dans !e circuit primaire, notamment par une circulation l’eau dans un serpentin traversant ces pompes. Le circuit RRI est situé en grande partie à l’extérieur de l’enceinte de confinement ; le serpentin des pompes primaires se trouve à l’intérieur. En cas de dégradation du serpentin, l’eau du circuit primaire pourrait y pénétrer sous forte pression.

RTE: société gestionnaire du Réseau de Transport d’Électricité. RTE est le gestionnaire unique de réseau public français de transport d’électricité à haute et très haute tension qui comprend l’ensemble des lignes électriques à haute et très haute tension et des postes de transformation qui relient les centrales de production d’électricité, les réseaux de distribution, des sites industriels et les réseaux électriques des pays voisins. RTE a été créé le 1er juillet 2000 par la loi du 10 février 2000 sur la modernisation et le développement du service public de l’électricité.

Radiation: mot synonyme de rayonnement qui désigne une transmission d’énergie sous forme lumineuse, électromagnétique ou corpusculaire. Lorsque la radiation implique la présence de rayonnements ionisants, elle prend le nom d’irradiation.

Radier: Dalle de fondation en béton armé de forte épaisseur servant d’assise stable sous le bâtiment du réacteur.

Radio-isotope: Produit constitué d’atomes ayant le même nombre d’électrons et de protons mais pas de neutrons. Ils ont la propriété d’émettre des rayonnements utilisés en thérapeutique (télécobalthérapie), ou pour faire un diagnostic (iode, phosphore radioactif).

Radioactif: Doté de radioactivité, c’est-à-dire émettant spontanément des particules alpha, bêta ou un rayonnement gamma. On désigne plus généralement sous cette appellation l’émission de rayonnement accompagnant la fission ou la désintégration d’un élément instable.

Radioactivation: Processus par lequel un nucléide stable est transformé en un nucléide radioactif

Radioactivité: La radioactivté est un phénomène naturel qui a été découvert en 1896 par le physicien français Henri Becquerel. La radioactivité artificielle est un phénomène de même nature que la radioactivité naturelle, les noyaux émetteurs étant alors produits en laboratoire ou dans les réacteurs nucléaires ; elle a été découverte par Irène Curie et Frédéric Joliot en 1934. La radioactivité se mesure en Becquerels.Le terme “”radioactivté”” désigne généralement l’émission de rayonnements accompagnant la désintégration d’un élément instable ou la fission. On distingue l’émission de particules alpha (noyaux d’hélium), bêta (positons [émission bêta +] ou électrons [émission bêta -]) et/ou un rayonnement gamma (photons de haute énergie).

Radiographie industrielle: La radiographie industrielle est une méthode de contrôle non destructif par émission de rayons gamma ou X. Elle vise à détecter les éventuels défauts des pièces industrielles et ouvrages, en particulier des cordons de soudure, lors de leur fabrication ou lors d’opération de maintenance. Elle est employée dans des secteurs industriels variés : chaudronnerie, pétrochimie, aéronautique, installations nucléaires, travaux publics, armement…

Radiographie rétroalvéolaire: Montés le plus souvent sur bras articulé, les générateurs de radiographie de type rétroalvéolaire permettent la prise de clichés localisés des dents. Ils fonctionnent avec des tensions et intensités relativement faibles et un temps de pose très bref, de l’ordre de quelques centièmes de seconde. Cette technique est de plus en plus souvent associée à un système de traitement numérique de l’image radiographique qui est renvoyée sur un moniteur.

Radiologie conventionnelle: Elle met en œuvre le principe de la radiographie classique, et couvre la grande majorité des examens radiologiques réalisés. Il s’agit principalement des examens osseux, du thorax et de l’abdomen. La radiologie conventionnelle peut se décliner en trois grandes familles :• le radiodiagnostic réalisé dans des installations fixes réservées à cette discipline ;• le radiodiagnostic mis en œuvre ponctuellement à l’aide d’appareils mobiles, notamment au lit du malade ; cette pratique est cependant limitée au cas des patients intransportables ;• le radiodiagnostic effectué au bloc opératoire comme outil contribuant à la bonne exécution d’actes chirurgicaux : sont utilisés dans ce cas des générateurs à rayons X mobiles équipés d’amplificateur de luminance fournissant, sur écran (radioscopie), des images exploitables en temps réel et permettant d’adapter le geste chirurgical.

Radiolyse: Décomposition de matière par des rayonnements ionisants

Radionucléide: Espèce atomique radioactive, définie par son nombre de masse, son numéro atomique et son état énergétique nucléaire

Radioprotection: La radioprotection est définie comme l’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 produits sur les personnes directement ou indirectement, y compris lors des atteintes portées à l’environnement.

Radiotoxicité potentielle: Ou inventaire radiotoxique. Produit de l’activité d’une certaine quantité de radionucléides par ingestion ; la dose reçue par un ensemble de personnes qui auraient incorporé cette quantité de matière.

Radioélément: Toute substance radioactive. Seul un petit nombre de radioéléments existent naturellement : il s’agit de quelques éléments lourds (thorium, uranium, radium….) et de quelques éléments légers (tritium, carbone 14, potassium 40). Les autres, dont le nombre dépasse 1500, sont créés artificiellement en laboratoire, par exemple pour des applications médicales ou dans les réacteurs nucléaires sous forme de produits de fission ou d’activation.

Radium: Le radium 226 est un élément radioactif naturel descendant de l’uranium 238 présent dans la croute terrestre. Il a une période radioactive de 1600 ans. Découvert en 1898, le radium a rapidement eu de multiples utilisations, en raison de ses propriétés physiques (luminescence) ou de ses vertus médicales, supposées ou avérées (cosmétique, traitement de certains cancers).

Radon: Gaz radioactif provenant de la désintégration de l’uranium et du thorium présents dans la croûte terrestre. Sa présence doit être détectée et mesurée dans les lieux recevant du public et sur les lieux de travail.

Rayonnement ionisant: Processus de transmission d’énergie sous forme d’ondes électromagnétiques (photons gamma) ou de particules (alpha, bêta, neutrons) capable de produire directement ou indirectement des ions en traversant la matière. Les rayonnements ionisants sont produits par des sources radioactives. En traversant les tissus vivants, les ions provoquent des phénomènes biologiques pouvant entraîner des lésions dans les cellules de l’organisme.

Rayonnements cosmiques: Les rayonnements cosmiques sont de deux natures, une composante ionique et une composante neutronique. Au niveau de la mer, la composante ionique est estimée à 32 nSv par heure et la composante neutronique à 3,6 nSv par heure.

Rayonnements terrestres: Les radionucléides naturels d’origine terrestre sont présents à des teneurs diverses dans tous les milieux de notre environnement, y compris dans l’organisme humain. Ils conduisent à une exposition externe de la population du fait des émissions de rayonnement gamma produites par les chaînes de l’uranium 238 (238U) et du thorium 232 (238Th) et par le potassium 40 présents dans les sols, mais aussi à une exposition interne par inhalation de radon ou de particules remises en suspension, par ingestion de denrées alimentaires ou d’eau de consommation.

Rayons X: Rayonnement électromagnétique pénétrant, c’est-à-dire traversant relativement facilement les corps matériels, mais peu ionisant (longueur d’onde entre l’ultraviolet et le rayonnement gamma). En raison de leur puissance de pénétration, liée au pouvoir d’impressionner les émulsions photographiques, les rayons X sont notamment utilisés en radiologie, en radiothérapie ou en spectrographie.

Recyclage: Valorisation de matières réutilisables après un cycle de production. Dans un réacteur nucléaire, utilisation au sein d’un combustible de matières fissiles (plutonium généré, uranium 235 (235U) résiduel,…) issues d’un cycle précédent (monorecyclage pour une seule irradiation, multirecyclage dans le cas de plusieurs passages successifs).

Recyclage des combustibles usés: Après un séjour de 3 à 4 années en réacteur, le combustible nucléaire usé doit être déchargé. Il contient alors 96 % d’uranium récupérable, 1 % de plutonium et 3 % de produits de fission. L’uranium et le plutonium récupérés lors des opérations de traitement sont recyclés et entrent dans la fabrication de nouveaux combustibles, notamment le combustible MOX.

Rejets d’effluents radioactifs liquides: Préalablement à leur rejet, les effluents radioactifs liquides sont dirigés vers des réservoirs différents selon leur origine ou leur niveau d’activité. Les effluents faiblement radioactifs proviennent notamment du circuit primaire et sont dirigés vers les réservoirs de recueil, de contrôle et de rejet des effluents de l’Îlot nucléaire. Les effluents très faiblement radioactifs proviennent notamment du circuit secondaire et sont dirigés vers les réservoirs de recueil, de contrôle et de rejet des effluents du circuit secondaire. Les règles générales d’exploitation (RGE) prévoient que !a vidange d’un réservoir ne doit être effectuée qu’après la réalisation de prélèvements représentatifs de son contenu, cette représentativité étant obtenue par brassage du liquide à l’aide d’une pompe.

Rem: Unité d’équivalent de dose qui permet de rendre compte de l’effet biologique produit par une dose absorbée donnée. L’équivalent de dose n’est pas une quantité physique mesurable. On l’obtient par le calcul en multipliant la dose absorbée (exprimée en rad) par un facteur de qualité dont la valeur dépend de la nature du rayonnement et de l’organe irradié. Depuis 1965, le rem est remplacé par le sievert (1 sievert = 100 rem).

Repli: Le repli d’un réacteur consiste à abaisser la pression et la température de son circuit primaire en application de ses règles générales d’exploitation

Ruthénium 106: Le ruthénium 106, métal de transition qui fait partie du groupe du platine (avec l’iridium, l’osmium et le rhodium) est un radionucléide d’origine artificielle. Il s’agit d’un produit de fission issu de l’activité nucléaire. Il a une demi-vie radioactive de 372,6 jours.

Réacteur VVER: Type de réacteur à eau sous pression de conception soviétique ; 44 réacteurs sont actuellement en exploitation. Les 18 les plus récents, appelés VVER 1000, ont une conception voisine de ceux fabriqués en Occident ; les 10 plus anciens, VVER 440/230, sont de conception très obsolète et n’ont pas d’enceinte de confinement. Les 16 unités de modèle intermédiaire, VVER 440/213, bien que dépourvus d’enceinte de confinement, sont d’une conception plus sûre que le modèle précédent.

Réacteur nucléaire: Installation permettant d’amorcer et d’entretenir une réaction de fission en chaîne. Dans une centrale nucléaire, c’est lui qui fournit la chaleur permettant la production de vapeur. Différents types de réacteurs fonctionnent dans le monde ; leurs technologies diffèrent essentiellement par la nature du combustible, du modérateur et du fluide caloporteur. En France la technologie utilisée est celle des réacteurs à eau sous pression (REP).

Réacteur rapide refroidi au gaz: Réacteur à neutrons rapides dont le caloporteur est du gaz, généralement de l’hélium

Réacteur à eau bouillante: Une des deux grandes familles (l’autre étant celle des réacteurs à eau pressurisée : REP) de réacteurs nucléaires à eau ordinaire (légère). Un REB est modéré et refroidi par de l’eau portée à ébullition dans le cœur dans les conditions normales de fonctionnement.

Réacteur à eau lourde: Réacteur qui utilise de l’eau lourde (eau dans laquelle les molécules d’eau contiennent de l’hydrogène sous la forme de deutérium, qui contient un neutron de plus que l’hydrogène sous sa forme la plus abondante).

Réacteur à eau légère, à eau pressurisée, à eau bouillante: les réacteurs à eau légère utilisent de l’uranium enrichi comme combustible et de l’eau ordinaire (par opposition à l’eau lourde dont les atomes contiennent du deutérium) comme fluide caloporteur et modérateur (ralentisseur de neutrons produits par la fission). Il en existe deux grandes familles : les réacteurs à eau bouillante modérés et refroidis par de l’eau portée à ébullition dans le cœur dans les conditions normales de fonctionnement et les réacteurs à eau pressurisée, pour lesquels l’eau est maintenue à haute pression (155 bars, afin d’éviter sa vaporisation).

Réacteur à eau sous pression: Réacteur utilisant de l’eau légère à la fois comme modérateur (pour abaisser l’énergie des neutrons à un niveau qui augmente le rendement de la fission) et comme caloporteur (pour transférer la chaleur du cœur vers le générateur de vapeur). Le programme électronucléaire français repose essentiellement sur le développement de cette filière (avec des réacteurs de 900 MWe, 1 300 MWe et 1 450 MWe) qui compte également le plus grand nombre d’unités en service dans le monde.La température de l’eau primaire étant proche de 330°C, il est nécessaire de la pressuriser à 155 bar pour éviter sa vaporisation. Le combustible est à base d’oxyde d’uranium enrichi, éventuellement mélangé à du plutonium.

Réacteur à neutrons rapides: Les réacteurs à neutrons rapides (RNR) ont été conçus pour utiliser la matière fissile (l’uranium et le plutonium) comme combustible nucléaire, plus complètement que dans les réacteurs à neutrons thermiques. Le fluide caloporteur peut être un métal liquide, tel le sodium (Phénix) ou un gaz (l’hélium). Ils présentent les avantages de pouvoir fabriquer de la matière fissile (surgénérateur) ou, au contraire, incinérer des déchets (actinides) à vie longue. En France, après la fermeture de Superphénix, seul le RNR Phénix est encore en fonctionnement partiel à des fins de recherche.

Réacteur à sels fondus: Réacteur dont le combustible, constitué de sels fondus, est liquide et fait office de caloporteur

Réacteur à très haute température: Réacteur à neutrons thermiques où le caloporteur est de l’hélium dont la température à la sortie du cœur est supérieure à 900 °C

Réacteurs de 4ème génération: Réacteurs susceptibles d’être déployés entre 2030 et 2045 ; ils sont étudiés dans le cadre d’une collaboration internationale (le forum international génération IV) à laquelle participe la France. Ces systèmes visent en particulier à répondre à la nécessité de réduire la quantité de déchets produits, d’économiser les ressources, de garantir une sûreté et une fiabilité maximales pour les réacteurs nucléaires du futur.

Réacteurs à eau légère: Famille de réacteurs regroupant les réacteurs à eau sous pression et les réacteurs à eau bouillante

Réacteurs à haute température: Il peut s’agir de réacteurs à neutrons thermiques (quelques modèles ont été construits dans les années 1970, de nouveaux modèles tels que le PBMR sud-africain ou le GT-MHR américain sont en phase de conception aujourd’hui) ou à neutrons rapides (concept étudié dans le cadre de l’initiative génération IV). L’objectif de ces réacteurs est d’augmenter la température de la chaleur extraite du cœur du réacteur pour un rendement énergétique plus élevé (jusqu’à 50% contre 35% aujourd’hui dans les réacteurs à eau légère). Ils se fondent sur des technologies de matériaux (cœur, combustibles) en rupture.

Réaction en chaîne: Suite de fissions nucléaires au cours desquelles les neutrons libérés provoquent de nouvelles fissions, à leur tour génératrices de neutrons expulsés vers des noyaux cibles, etc.

Réaction nucléaire: Processus entraînant la modification de la structure d’un ou de plusieurs noyaux d’atome. La transmutation peut être soit spontanée, c’est-à-dire sans intervention extérieure au noyau, soit provoquée par la collision d’autres noyaux ou de particules libres. La réaction nucléaire de certains atomes s’accompagne d’un dégagement de chaleur. Il y a fission lorsque, sous l’impact d’un neutron isolé, un noyau lourd se divise en deux parties sensiblement égales en libérant des neutrons dans l’espace. Il y a fusion lorsque deux noyaux légers s’unissent pour former un noyau plus lourd.

Réactivité: La réactivité est une grandeur permettant de mesurer l’écart d’un cœur par rapport à la criticité.

Récupérateur de corium: Dispositif se trouvant sous le coeur d’un réacteur nucléaire et destiné, en cas d’accident, à récupérer le corium et en faciliter le refroidissement

Réfrigérant atmosphérique: Cheminée de haute taille (100 à 150 m) et de large diamètre (60 à 100 m) dont le rôle est de dissiper, par convection et évaporation, la chaleur transmise à l’eau brute traversant le condenseur. Autres appellations : aéro-réfrigérant, tour de réfrigération.

Résilience: La résilience est un indicateur de la capacité d’un matériau à résister à la propagation de fissures.

SEC: Circuit d’eau brute secourue (SEC) : ce circuit sert à refroidir un autre circuit, appelé circuit de refroidissement intermédiaire, qui assure le refroidissement des matériels importants pour la sûreté du réacteur. C’est un circuit dit « de sauvegarde » constitué de deux lignes redondantes, comportant chacune deux pompes et deux échangeurs. Il fonctionne en permanence, même lorsque le réacteur est à l’arrêt, afin d’assurer, entre autres, le refroidissement de la piscine de stockage du combustible. Ce circuit permet l’évacuation, via le circuit de refroidissement intermédiaire, de la puissance résiduelle du combustible dans certaines situations post-accidentelles (accident de perte de réfrigérant primaire, rupture de tuyauterie vapeur) et lors de la mise et du maintien en arrêt à froid du réacteur. Le circuit SEC contribue également, en fonctionnement normal et en cas de mise à l’arrêt du réacteur, au refroidissement d’un certain nombre d’autres équipements tels que les pompes primaires ou la piscine de stockage du combustible.

SGDSN: Le secrétariat général de la Défense et de la Sécurité nationale (SGDSN), anciennement secrétariat général à la Défense (SGDN), est un organe gouvernemental français, service du Premier ministre, chargé d’assister le chef du Gouvernement dans l’exercice de ses responsabilités en matière de Défense nationale et de Sécurité nationale. Il assure le secrétariat du Conseil de Défense et de Sécurité nationale.

SMR: Plusieurs projets de petits réacteurs modulaires (Small Modular Reactors – SMR) sont en cours de développement dans le monde. Il s’agit de réacteurs d’une puissance inférieure à 300 MWe, principalement fabriqués en usine. Ils utilisent des technologies variées : celle des REP ou des technologies avancées (réacteurs à haute température, à sels fondus, à neutrons rapides, etc.).En image : Projet de petit réacteur modulaire (SMR) Nuward

SUPERPHENIX: centrale nucléaire à neutrons rapides en cours de démantèlement (Creys-Malville – Isère)

Salle de commande: Local où s’exercent le contrôle de fonctionnement et le pilotage d’une tranche nucléaire. C’est là que sont centralisées les informations utiles à la conduite des installations et les moyens de commande à distance des différents organes.

Scellée: Scellée (source radioactive scellée vs source radioactive non scellée) : source dont la structure ou le conditionnement empêche, en utilisation normale, toute dispersion de matières radioactives dans le milieu ambiant.

Sievert: Unité légale d’équivalent de dose qui permet de rendre compte de l’effet biologique produit par une dose absorbée donnée sur un organisme vivant. L’équivalent de dose n’est pas une quantité physique mesurable mais obtenue par le calcul. On l’obtient en multipliant la dose absorbée (exprimée en gray, 1 gray = 1 joule par kg) par deux coefficients facteur qui dépendent de la nature du rayonnement et du type de tissu touché.Pour les faibles doses, on utilise le milliSievert (symbole mSv) qui représente un millième de Sievert et le microSievert qui représente un millionième de Sievert (symbole µSv). Voici quelques exemples d’équivalent de dose: radioactivité naturelle moyenne en France et par personne : 2,4 mSv par an, radiographie pulmonaire : environ 0,1 mSv, aller-retour Paris-New York : entre 50 et 150 µSv.

Source naturelle: Source de rayonnement ionisant d’origine naturelle, terrestre ou cosmique

Sous-critique: Un système est qualifié de sous-critique lorsque le nombre de neutrons émis par fission est plus faible que le nombre de neutrons disparaissant par absorption et par fuite. Dans ce cas, le nombre de fissions observées pendant des intervalles de temps successifs décroît.

Spectre neutronique: Distribution en énergie de la population des neutrons présents dans le cœur d’un réacteur

Stockage géologique: le stockage en formation géologique profonde permet de placer définitivement les déchets radioactifs à vie longue dans un site garantissant leur confinement, tout en réservant une possibilité de les reprendre si cela s’avérait nécessaire ou opportun (réversibilité). Pour en savoir plus consulter les pages sur le projet de stockage en couche géologique profonde CIGEO sur asn.fr

Strontium: Symbole Sr. Elément dont certains isotopes sont très abondants dans les produits de fission, en particulier le strontium 90, qui se fixe dans les tissus osseux.

Stériles: Les stériles sont des roches concassées générées lors de l’exploitation de mines. Ces roches n’ont pas été exploitées en raison de leur teneur en uranium insuffisamment élevée. Les stériles possèdent une activité radiologique du même ordre de grandeur que l’activité radiologique naturelle de la région. Toutefois ils peuvent présenter ponctuellement des concentrations en uranium supérieures aux roches affleurantes.

Substance radioactive: Toute substance qui contient un ou plusieurs radionucléides dont l’activité ou la concentration ne peut être négligée du point de vue de la radioprotection.

Sur(ré)générateur / sur(ré)génération: Qui produit plus de combustible fissile qu’il n’en consomme. Les nouveaux noyaux fissiles sont créés par la capture de neutrons de fission par des noyaux fertiles (non fissiles sous l’action de neutrons thermiques) après un certain nombre de désintégrations radioactives. S’emploie quand le rapport de régénération est supérieur à 1

Surcritique: Un système est qualifié de surcritique lorsque le nombre de neutrons émis par fission est plus grand que le nombre de neutrons disparaissant par absorption et par fuite. Dans ce cas, le nombre de fissions observé pendant des intervalles de temps successifs croît

Surgénérateur: (voir Réacteurs à neutrons rapides)

Sv: Sievert (unité de dose équivalente et unité de dose efficace)

Système de contrôle volumétrique et chimique du circuit primaire principal (RCV): Système de contrôle Chimique et Volumétrique du circuit primaire principal (REP). Le système de contrôle volumétrique et chimique a notamment pour fonction de maintenir dans le circuit primaire la quantité d’eau nécessaire au refroidissement du cœur. Cette régulation du volume du circuit primaire se fait par l’intermédiaire d’un circuit d’injection (charge) et de vidange (décharge). Lorsque la ligne de décharge normale est inutilisable, le fluide primaire en excès peut être évacué par l’intermédiaire d’un autre circuit. Cet autre circuit est également utilisé dans certaines procédures de conduite en situation incidentelle.

Système de protection du réacteur: Le système de protection du réacteur (RPR) a pour principales fonctions : la détection de situations anormales, l’arrêt automatique du réacteur et le déclenchement des systèmes de sauvegarde appropriés en situation accidentelle. Il possède deux voies redondantes, c’est-à-dire identiques et indépendantes, Chacune de ces deux voies surfit à remplir l’ensemble des fonctions de sûreté dévolues au système de protection.

Système de purges et évents du réacteur (RPE): Le système RPE permet, en cas d’accident, de récupérer les effluents se trouvant dans les bâtiments auxiliaires pour les introduire à l’intérieur de l’enceinte de confinement afin d’éviter la contamination dans l’environnement.

Sécurité nucléaire: Dans la Loi TSN (transparence et sécurité nucléaire) du 13 juin 2006, la sécurité nucléaire recouvre la sécurité civile en cas d’accident, la protection des installations contre les actes de malveillance, la sûreté nucléaire, c’est-à-dire le fonctionnement sécurisé de l’installation et la radioprotection qui vise à protéger les personnes et l’environnement contre les effets de rayonnements ionisants.

Séisme-événement: Séisme-événement La démarche “”séisme-événement”” a pour objectif de prévenir de l’agression d’un matériel dont la tenue en cas de séisme est requise par le référentiel de sûreté de l’installation par un matériel ou une structure dont la tenue au séisme n’est pas requise.

Sûreté nucléaire: La sûreté nucléaire est l’ensemble des dispositions techniques et des mesures d’organisation relatives à la conception, à la construction, au fonctionnement, à l’arrêt et au démantèlement des installations nucléaires de base, ainsi qu’au transport des substances radioactives, prises en vue de prévenir les accidents ou d’en limiter les effets.

TFA: Déchets de très faible activité (TFA) : Ces déchets sont majoritairement issus du fonctionnement, de la maintenance et du démantèlement des centrales nucléaires, des installations du cycle du combustible et des centres de recherche. Le niveau d’activité de ces déchets est en général inférieur à 100 Bq/g.

TWh: 1 TWh = 1 milliard de kWh. Cette unité d’énergie est utilisée pour mesurer la production d’électricité d’une centrale (quelques TWh) ou une production nationale (environ 400 TWh pour la production nucléaire française).

Taille critique: Dimension d’un assemblage de matériaux nucléaires permettant de le rendre critique pour une configuration géométrique et une composition déterminées

Taux de combustion ou d’irradiation: Energie thermique produite par les fissions nucléaires dans une unité de masse de combustible. Il est mesuré en GigaWatts ou Mégawatts par jour par tonne de combustible (MWj/t). Au sens propre, il correspond au pourcentage d’atomes lourds (uranium et plutonium) ayant subi la fission pendant une période donnée. Ce taux est couramment utilisé pour évaluer la quantité d’énergie thermique par unité de masse de matière fissile obtenue en réacteur entre le chargement et le déchargement du combustible. Le taux de combustion de rejet est le taux auquel l’assemblage combustible, après plusieurs cycles d’irradiation, doit être définitivement déchargé.

Taux de disponibilité: rapport entre la période pendant laquelle une installation est utilisable et la période pendant laquelle elle ne l’est pas du fait d’arrêts fortuits ou programmés.

Taux de réaction: Nombre de réactions entre les neutrons et la matière, par unité de volume et de temps

Temps de génération: Durée moyenne nécessaire à un neutron résultant d’une fission pour qu’il produise une nouvelle fission dans un milieu multiplicateur.

Thorium: Le thorium est un élément chimique, un métal de la famille des actinides, de symbole Th et de numéro atomique 90.

Thyroïde: Glande endocrine située dans le cou, en dessous de la pomme d’Adam. Elle fixe naturellement l’iode contenu dans les aliments pour sécréter plusieurs hormones intervenant dans la croissance des enfants et le métabolisme général.

Tour de réfrigération: réfrigérant atmosphérique, prise et rejet d’eau.

Traitement des effluents: Opérations de filtrage et de concentration qui consistent à réduire les quantités d’éléments radioactifs rejetés par une centrale nucléaire dans les limites établies par la réglementation. L’épuration des effluents gazeux et liquides est soumise à des contrôles permanents ; des dispositifs d’alarme se déclenchent automatiquement en cas de dépassement des seuils fixés par l’ASN.

Tranche: Unité de production électrique comportant une chaudière et un groupe turbo-alternateur. Une tranche nucléaire se caractérise par le type de son réacteur et la puissance de son groupe turbo-alternateur. Une centrale est souvent constituée de deux ou quatre tranches.

Transfert du combustible: passage d’un élément combustible de la piscine de désactivation (bâtiment combustible) à la piscine du réacteur ou inversement. L’opération s’effectue par l’intermédiaire d’un tunnel de liaison immergé, appelé tube transfert, à l’intérieur duquel un dispositif mécanique (la machine de transfert) assure sa translation.

Transmutation: Désigne la transformation, suite à une réaction nucléaire provoquée ou spontanée, d’un élément en un autre élément. Elle peut être réalisée en réacteur ou dans un accélérateur de particules. C’est une voie étudiée pour l’élimination de certains radioéléments contenus dans les déchets radioactifs (il faut préalablement séparer les divers radio-éléments pour les soumettre à des flux neutroniques spécifiques). L’objectif est de diminuer la nocivité ou de rendre plus facile la gestion des radioéléments à vie longue ou de haute activité, en les transformant en des radioéléments à plus faible activité ou de durée de vie plus courte, en vue de réduire l’inventaire radiotoxique à long terme des déchets radioactifs.

Tritium: Isotope radioactif de l’hydrogène, le tritium est connu sous trois formes dans l’environnement : une forme liquide (eau tritiée ou HTO), une forme gazeuse dite HT et une forme organique dite OBT. Naturellement présent dans l’environnement par l’action des rayonnements cosmiques sur les atomes d’azote, le tritium est également l’un des principaux radionucléides émis par les réacteurs nucléaires, des installations de traitement du combustible nucléaire usé, les industries ou laboratoires utilisant ce radionucléide et les installations de gestion des déchets. Symbole : H3.

Tuyauteries principales de vapeur: Ces tuyauteries assurent la circulation de la vapeur entre les générateurs de vapeur et la turbine. Elles sont au nombre de trois sur les réacteurs de 900 MVe de quatre sur les réacteurs de 1300 MVe. Elles comportent chacune plusieurs soupapes de sûreté destinées à les protéger contre les surpressions, ainsi qu’une vanne d’arrêt.

taux de charge: 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

UNGG: Uranium Naturel Graphite Gaz (ancienne filière de réacteurs nucléaires)

UOX: UOX Combustible standard des réacteurs à eau légère constitué d’oxyde d’uranium enrichi en uranium 235 (235U)

URE: Uranium de Retraitement Enrichi (assemblages combustibles)

Uranium: L’uranium est un élément chimique de symbole U et de numéro atomique 92. C’est un élément naturel assez fréquent. Il se trouve partout à l’état de trace, y compris dans l’eau de mer. C’est un métal lourd radioactif (émetteur alpha) de période très longue (environ 4,5 milliards d’années pour l’uranium 238 (238U) et environ 700 millions pour l’uranium 235). L’uranium 235 (isotope 235U) est le seul élément fissible naturel. Sa fission libère une énergie voisine de 200 MeV par atome fissionné.Cette énergie est plus d’un million de fois supérieure à celle des combustibles fossiles pour une masse équivalente. De ce fait, c’est aujourd’hui la matière première initiale pour toute l’industrie nucléaire.

Uranium appauvri: Uranium dont la teneur en isotope 235, le seul fissile, est inférieure à son niveau naturel (0,72% en masse). Il est principalement obtenu, d’une part en tant que co-produit d’une opération d’enrichissement (autour de 0,3% de 235U), d’autre part en tant que sous-produit (1% de 235U) d’un traitement de combustible usé après passage en réacteur

Uranium enrichi: Uranium dont la teneur en isotope 235 (235U), le seul fissile, a été portée de son faible niveau naturel (0,72% en masse) à, par exemple, 3,5% pour un combustible destiné à un réacteur nucléaire à eau sous pression

Virole: La virole (ou “”jupe””) enveloppe le faisceau de tubes d’échange de chaleur et a pour fonction de canaliser l’eau d’alimentation à l’intérieur du générateur de vapeur (GV). L’eau d’alimentation, en provenance du condenseur, s’écoule vers le bas de l’appareil entre la virole et l’enveloppe externe du générateur de vapeur. Elle remonte ensuite le long du faisceau tubulaire où elle extrait la chaleur de l’eau primaire. La vapeur produite le long des tubes alimente la turbine. La virole est maintenue verticalement par six blocs supports.

Vitesse de montée en puissance: Vitesse de montée en puissance Au cours d’un redémarrage après rechargement du combustible, la puissance du cœur du réacteur ne doit pas être augmenté trop rapidement pour ne pas dégrader les gaines des crayons combustibles.

Vitrification: Opération visant à solidifier par mélange à haute température avec une pâte vitreuse, des solutions concentrées de produits de fission et d’actinides mineurs extraits par traitement des combustibles usés.

Volt: unité mesurant la tension d’un courant électrique. Elle correspond à la différence de potentiel qui existe entre deux points d’un fil conducteur parcouru par un courant constant de 1 ampère, lorsque la puissance dissipée entre ces deux points est de 1 watt. Symbole V.

Watt (W): Unité de mesure de puissance (quantité d’énergie produite par unité de temps) correspondant à la consommation d’un joule par seconde. Ses principaux multiples sont le kilowatt (kW), égal à 1000 watt et le mégawatt (MW), égal à 1 million de watt. Symbole W.

Wh: Un Wattheure (Wh) est une quantité d’énergie égale à 3 600 joules ou 3,6 kJ. On utilise le plus souvent avec des multiples exprimés en kWh (kilowattheure), en MWh (mégawattheure) ou TWh (térawattheure), avec 1 MWh = 1000 kWh et 1TWh = 1 million de kWh.

Xénon: Gaz rare (symbole Xe) dont un isotope, le xénon 135 est un produit de fission gazeux très absorbant en neutrons thermiques. Cette absorption parasite est prise en compte dans l’équilibre de la conduite du réacteur. Un second isotope, le xénon 133, entre pour une part abondante dans l’activité des effluents gazeux.

Yellow cake: L’uranium est un minerai extrait de gisements à ciel ouvert ou en galeries souterraines. Naturellement pauvre en uranium, le minerai est concentré et transformé en poudre jaune, appelée yellow cake. 1000 tonnes de minerai traité donnent 1,5 à 10 tonnes de yellow cake, qui est ensuite converti en gaz, l’hexafluorure d’uranium (UF6), lui-même enrichi pour permettre la réaction de fission nucléaire (la proportion d’uranium 235 fissile passe de 0,92 % à 3,2 %).

Zirconium: le zirconium est un métal très résistant à la corrosion à hautes températures. Il est donc utilisé sous forme d’alliage pour fabriquer les assemblages de combustibles nucléaires (grilles, tubes, guides…).

Zonage déchets: La gestion des déchets dans les installations nucléaires de base (INB) repose en premier lieu sur l’établissement d’un plan de zonage des déchets, qui distingue les zones de l’installation dans lesquelles les déchets produits sont susceptibles de présenter une activité radiologique, et doivent de ce fait être orientés vers les filières de gestion des déchets nucléaires correspondantes, et les zones dans lesquelles seuls des déchets conventionnels peuvent être produits. Ces zones sont appelées respectivement « zone à production possible de déchets nucléaires » (ZppDN) et « zone à déchets conventionnels » (ZDC). Les déchets provenant de ZDC sont, après contrôle de l’absence de contamination ou d’activation, dirigés vers des filières autorisées pour l’élimination des déchets conventionnels. Les déchets provenant de ZppDN doivent être systématiquement gérés comme des déchets radioactifs, sauf s’il est démontré qu’ils n’ont pu, en aucune façon et à aucun moment, être contaminés ou activés.

Zone contrôlée: Zone contrôlée Zone dont l’accès et où le séjour sont soumis à une réglementation spéciale pour des raisons de protection contre les rayonnements ionisants ou de confinement de la contamination radioactive. Une zone surveillée fait l’objet d’une surveillance appropriée à des fins de radioprotection. Les critères conduisant à identifier une zone contrôlée sont présentés à l’article R. 4451-23 du code du travail.

Zone d’opération: Zone spécialement délimitée et dont l’accès est réservé aux seuls travailleurs dont la présence est nécessaire, afin de limiter les risques d’exposition aux rayonnements ionisants.

Zone surveillée: Zone faisant l’objet d’une surveillance appropriée à des fins de protection contre les rayonnements ionisants. » Les critères conduisant à identifier une zone surveillée sont présentés à l’article R. 4451-23 du code du travail.