I. - Termes et définitions
aggravant unique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
Définition : Évènement introduit par convention dans l'étude d'un scénario d'accident et choisi parmi les évènements possibles comme étant celui qui aurait les conséquences les plus graves.
Équivalent étranger : aggravating failure, single aggravating failure.
amont du cycle
Forme développée : amont du cycle du combustible.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Succession des opérations industrielles du cycle du combustible nucléaire précédant le passage du combustible dans le réacteur.
Note : L'amont du cycle du combustible d'oxyde d'uranium comprend l'extraction et le traitement du minerai, la conversion de l'uranium et éventuellement son enrichissement, ainsi que la fabrication des éléments combustibles.
Voir aussi : aval du cycle, conversion, cycle du combustible, élément combustible, enrichissement.
Équivalent étranger : front-end of the fuel cycle, fuel cycle front-end.
arrêt automatique du réacteur
Abréviation : AAR.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs.
Définition : Interruption de la réaction en chaîne, effective en quelques secondes, qui se déclenche automatiquement en cas de dépassement des limites du domaine de fonctionnement.
Voir aussi : arrêt d'urgence du réacteur, domaine de fonctionnement, système de limitation de puissance.
Équivalent étranger : automatic shutdown, reactor trip, scram.
arrêt d'urgence du réacteur
Forme abrégée : arrêt d'urgence (AU).
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs.
Définition : Interruption de la réaction en chaîne, effective en quelques secondes, qui est déclenchée manuellement, notamment en cas de défaillance de l'arrêt automatique du réacteur, afin d'éviter une situation dangereuse ou d'en réduire les conséquences.
Voir aussi : arrêt automatique du réacteur.
Équivalent étranger : emergency shutdown, scram.
Attention : Cette publication annule et remplace celle du terme « arrêt d'urgence » au Journal officiel du 22 septembre 2000.
autocreuset, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Couche solide de verre qui se forme sur la paroi interne d'un creuset froid, dont elle assure ainsi la protection.
Note : L'autocreuset permet notamment de limiter la corrosion des parois du creuset froid.
Voir aussi : creuset froid, vitrification de déchets radioactifs.
Équivalent étranger : self-crucible.
aval du cycle
Forme développée : aval du cycle du combustible.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Ensemble des opérations industrielles du cycle du combustible nucléaire postérieures au passage du combustible dans le réacteur.
Note : L'aval du cycle comprend l'entreposage du combustible usé, le recyclage des matières valorisables ainsi que la gestion de déchets radioactifs.
Voir aussi : amont du cycle, combustible usé, cycle du combustible, gestion de déchets radioactifs, stockage de déchets radioactifs.
Équivalent étranger : back-end of the fuel cycle, fuel cycle back-end.
barillet, n.m.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
Définition : Dispositif rotatif placé dans une cuve remplie de sodium, utilisé pour charger et décharger les assemblages combustibles du cœur d'un réacteur rapide refroidi au sodium ; par extension, l'ensemble formé par le dispositif rotatif et la cuve.
Note :
1. Les assemblages combustibles usés sont conservés temporairement dans le barillet, où on les laisse refroidir.
2. On trouve aussi, dans le langage professionnel, le terme « barillet sodium ».
Voir aussi : assemblage combustible, réacteur rapide refroidi au sodium.
Équivalent étranger : storage drum.
bloc d'entreposage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Ensemble de modules en béton renfermant chacun un conteneur d'entreposage à sec d'assemblages combustibles usés ou de déchets radioactifs conditionnés.
Note : Chaque module permet le refroidissement du conteneur d'entreposage et participe à la protection contre les rayonnements ionisants.
Voir aussi : assemblage combustible, combustible usé, conteneur d'entreposage.
Équivalent étranger : spent fuel storage modules, storage modules.
chambre d'expansion
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
Synonyme : plénum, n.m.
Définition : Volume libre ménagé au-dessus ou au-dessous de la colonne de pastilles d'un crayon ou d'une aiguille de combustible nucléaire pour permettre la dilatation de cette colonne et limiter l'augmentation de la pression interne due à la diffusion des produits de fission gazeux.
Voir aussi : aiguille, crayon, pastille de combustible, produit de fission.
Équivalent étranger : plenum.
classe de sûreté
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
Définition : Niveau d'exigences en matière de sûreté défini pour concevoir, réaliser ou exploiter des systèmes, des structures ou des composants.
Note : Il existe plusieurs classes de sûreté, chacune étant définie en fonction du type d'équipement concerné et de l'importance de cet équipement pour la sûreté.
Voir aussi : sûreté nucléaire.
Équivalent étranger : safety class.
coconversion, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Procédé de fabrication d'une poudre de cristaux d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium à partir d'une solution liquide de ces deux éléments.
Note :
1. La coconversion, qui est généralement mise en œuvre après la coextraction, ne permet pas d'isoler le plutonium.
2. La coconversion permet de recycler une partie du combustible et d'obtenir ainsi un combustible neuf.
Voir aussi : coextraction, combustible mox.
Équivalent étranger : co-conversion process, coconversion process.
coextraction, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Procédé de traitement des combustibles usés qui permet d'extraire conjointement, à l'aide d'un solvant, le plutonium et une partie de l'uranium présents dans ces combustibles.
Note : À la différence du procédé PUREX dont elle est dérivée, la coextraction ne permet pas d'isoler le plutonium.
Voir aussi : combustible usé, procédé PUREX.
Équivalent étranger : co-extraction process, coextraction process.
corps migrant
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
Définition : Élément de petite taille détaché d'un équipement ou introduit par erreur, qui est entraîné par le fluide d'un circuit de réacteur nucléaire.
Note : Un corps migrant peut être, par exemple, une vis ou un petit outil.
Équivalent étranger : loose part.
creuset froid
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Creuset utilisé pour la vitrification de déchets radioactifs, dont les parois sont maintenues à une température inférieure à celle du verre en fusion qu'il contient, ce dernier étant chauffé par induction directe.
Voir aussi : autocreuset, vitrification de déchets radioactifs.
Équivalent étranger : cold crucible.
cycle du combustible
Forme développée : cycle du combustible nucléaire.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Ensemble des opérations industrielles auquel est soumis le combustible nucléaire.
Note : Le cycle du combustible nucléaire se divise en trois phases : l'amont du cycle, le passage dans le réacteur et l'aval du cycle.
Voir aussi : amont du cycle, aval du cycle, combustible nucléaire.
Équivalent étranger : fuel cycle, nuclear fuel cycle.
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 22 septembre 2000.
démarche déterministe de sûreté
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
Définition : Démarche, utilisée dans l'analyse de sûreté, qui postule la survenue d'évènements initiateurs et en étudie les conséquences en faisant des hypothèses, définies par convention, sur le fonctionnement des dispositifs de sûreté.
Voir aussi : analyse de sûreté, conservatif, démarche probabiliste de sûreté, évènement initiateur, extension du dimensionnement.
Équivalent étranger : deterministic safety approach.
démarche probabiliste de sûreté
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
Définition : Démarche, utilisée dans l'analyse de sûreté, qui identifie les scénarios de défaillance et évalue leur probabilité ainsi que leurs conséquences.
Note :
1. La démarche probabiliste de sûreté utilise notamment des études probabilistes de la sûreté.
2. La démarche probabiliste de sûreté est généralement complémentaire de la démarche déterministe de sûreté.
Voir aussi : analyse de sûreté, démarche déterministe de sûreté, étude probabiliste de la sûreté.
Équivalent étranger : probabilistic safety approach.
échelle internationale des évènements nucléaires et radiologiques
Forme abrégée : échelle INES (langage professionnel).
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
Définition : Classement des évènements nucléaires et radiologiques par ordre croissant de gravité.
Note : L'échelle internationale des évènements nucléaires et radiologiques, destinée à l'information du public, comporte sept niveaux de gravité définis conjointement par l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) et l'Agence pour l'énergie nucléaire de l'Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE).
Voir aussi : évènement nucléaire.
Équivalent étranger : international nuclear and radiological event scale (INES).
Attention : Cette publication annule et remplace celle du terme « échelle internationale des évènements nucléaires » au Journal officiel du 18 juin 2004.
effet xénon
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs.
Définition : Augmentation temporaire de la quantité de xénon 135 dans un réacteur à neutrons thermiques, qui se produit à la suite d'une diminution de la puissance de ce réacteur et entraîne un empoisonnement neutronique.
Note : La quantité maximale de xénon 135 atteinte au cours de l'effet xénon est appelée, dans le langage professionnel, « pic xénon ».
Voir aussi : conduite d'un réacteur, poison neutronique, réacteur à neutrons thermiques.
Équivalent étranger : xenon effect.
emballage de transport à sec
Forme abrégée : emballage à sec.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Emballage de matières radioactives dont l'intérieur est maintenu sec.
Note : On trouve aussi l'expression « emballage sec », qui est déconseillée.
Voir aussi : emballage de matières radioactives, emballage de transport sous eau.
Équivalent étranger : dry package.
emballage de transport sous eau
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Synonyme : emballage en eau.
Définition : Emballage de matières radioactives dont l'intérieur est rempli d'eau.
Note : On trouve aussi les expressions « emballage humide » et « emballage sous eau », qui sont déconseillées.
Voir aussi : emballage de matières radioactives, emballage de transport à sec.
Équivalent étranger : wet package.
exclusion de rupture
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Technologie des réacteurs.
Définition : Hypothèse consistant, dans l'analyse de sûreté d'un équipement contenant un fluide, à ne pas prendre en compte la rupture complète de cet équipement comme un évènement initiateur.
Note :
1. L'exclusion de rupture implique la mise en œuvre de dispositions particulières relatives à la conception, à la fabrication, à l'exploitation et à la surveillance.
2. Le circuit de refroidissement primaire est un exemple d'équipement pouvant faire l'objet d'une exclusion de rupture.
Voir aussi : analyse de sûreté, circuit de refroidissement primaire, évènement initiateur, hypothèse de fuite avant rupture.
Équivalent étranger : break preclusion.
fonction de sûreté
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
Définition : Fonction d'un dispositif qui contribue à maintenir ou à restaurer la sûreté d'une installation ou d'un équipement.
Note : Par exemple, le dispositif permettant l'insertion rapide des barres de commande dans le cœur du réacteur assure une fonction de sûreté.
Voir aussi : barre de commande, sûreté nucléaire.
Équivalent étranger : safety function.
grappé, adj. (langage professionnel)
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
Définition : Se dit d'un assemblage combustible de réacteur à eau sous pression qui contient une grappe de commande.
Voir aussi : assemblage combustible, barre de commande, réacteur à eau sous pression.
Équivalent étranger : -
hypothèse de fuite avant rupture
Forme abrégée : fuite avant rupture (FAR).
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Technologie des réacteurs.
Définition : Hypothèse, prise en compte dans l'analyse de sûreté, selon laquelle la rupture complète d'une tuyauterie est toujours précédée d'une fuite qui est détectable dans des délais permettant d'engager les actions nécessaires pour éviter cette rupture.
Note : L'hypothèse de fuite avant rupture s'applique notamment aux tuyauteries principales du circuit de refroidissement primaire.
Voir aussi : analyse de sûreté, circuit de refroidissement primaire, exclusion de rupture.
Équivalent étranger : leak before break (LBB).
point chaud de gaine
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible.
Définition : Point d'une gaine de combustible où la température est la plus élevée ; par extension, cette température elle-même.
Note : Le point chaud de gaine est déterminé pour un ensemble d'éléments combustibles donné.
Voir aussi : élément combustible, gaine de combustible.
Équivalent étranger : clad hot spot.
râtelier d'entreposage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Technologie des réacteurs.
Définition : Support destiné à l'entreposage d'objets radioactifs, notamment les assemblages combustibles.
Voir aussi : assemblage combustible.
Équivalent étranger : rack.
système d'arrêt complémentaire
Abréviation : SAC.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
Définition : Système autonome qui assure l'arrêt automatique d'un réacteur à neutrons rapides en cas de défaillance du système de commande principal.
Voir aussi : arrêt automatique du réacteur, réacteur à neutrons rapides, système de commande principal.
Équivalent étranger : complementary shutdown system.
système de commande principal
Abréviation : SCP.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
Définition : Système de commande d'un réacteur à neutrons rapides qui en assure le pilotage et l'arrêt.
Note : Le système de commande principal est constitué de barres de commande et du contrôle-commande associé.
Voir aussi : arrêt d'un réacteur, barre de commande, conduite d'un réacteur, contrôle-commande, réacteur à neutrons rapides, système d'arrêt complémentaire.
Équivalent étranger : main shutdown system.
tribocorrosion, n.f.
Domaine : Ingénierie nucléaire-Matériaux.
Définition : Action combinée de la corrosion et du frottement sur la surface d'un matériau.
Équivalent étranger : tribo-corrosion, tribocorrosion.
II. - Table d'équivalence
A. - Termes étrangers
TERME ÉTRANGER (1)
DOMAINE/SOUS-DOMAINE
ÉQUIVALENT FRANÇAIS (2)
aggravating failure, single aggravating failure.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
aggravant unique.
automatic shutdown, reactor trip, scram.
Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs.
arrêt automatique du réacteur (AAR).
back-end of the fuel cycle, fuel cycle back-end.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
aval du cycle, aval du cycle du combustible.
break preclusion.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Technologie des réacteurs.
exclusion de rupture.
clad hot spot.
Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible.
point chaud de gaine.
co-conversion process, coconversion process.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
coconversion, n.f.
co-extraction process, coextraction process.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
coextraction, n.f.
cold crucible.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
creuset froid.
complementary shutdown system.
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
système d'arrêt complémentaire (SAC).
deterministic safety approach.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
démarche déterministe de sûreté.
dry package.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
emballage de transport à sec, emballage à sec.
emergency shutdown, scram.
Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs.
arrêt d'urgence du réacteur, arrêt d'urgence (AU).
front-end of the fuel cycle, fuel cycle front-end.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
amont du cycle, amont du cycle du combustible.
fuel cycle, nuclear fuel cycle.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
cycle du combustible, cycle du combustible nucléaire.
fuel cycle back-end, back-end of the fuel cycle.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
aval du cycle, aval du cycle du combustible.
fuel cycle front-end, front-end of the fuel cycle.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
amont du cycle, amont du cycle du combustible.
international nuclear and radiological event scale (INES).
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
échelle internationale des évènements nucléaires et radiologiques, échelle INES (langage professionnel).
leak before break (LBB).
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Technologie des réacteurs.
hypothèse de fuite avant rupture, fuite avant rupture (FAR).
loose part.
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
corps migrant.
main shutdown system.
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
système de commande principal (SCP).
nuclear fuel cycle, fuel cycle.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
cycle du combustible, cycle du combustible nucléaire.
plenum.
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
chambre d'expansion, plénum, n.m.
probabilistic safety approach.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
démarche probabiliste de sûreté.
rack.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Technologie des réacteurs.
râtelier d'entreposage.
reactor trip, automatic shutdown, scram.
Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs.
arrêt automatique du réacteur (AAR).
safety class.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
classe de sûreté.
safety function.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
fonction de sûreté.
scram, automatic shutdown, reactor trip.
Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs.
arrêt automatique du réacteur (AAR).
scram, emergency shutdown.
Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs.
arrêt d'urgence du réacteur, arrêt d'urgence (AU).
self-crucible.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
autocreuset, n.m.
single aggravating failure, aggravating failure.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
aggravant unique.
spent fuel storage modules, storage modules.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
bloc d'entreposage.
storage drum.
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
barillet, n.m.
storage modules, spent fuel storage modules.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
bloc d'entreposage.
tribo-corrosion, tribocorrosion.
Ingénierie nucléaire-Matériaux.
tribocorrosion, n.f.
wet package.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
emballage de transport sous eau, emballage en eau.
xenon effect.
Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs.
effet xénon.
(1) Il s'agit de termes anglais, sauf mention contraire.
(2) Les termes en caractères gras se trouvent dans la partie I (Termes et définitions).
B. - Termes français
TERME FRANÇAIS (1)
DOMAINE/SOUS-DOMAINE
ÉQUIVALENT ÉTRANGER (2)
aggravant unique.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
aggravating failure, single aggravating failure.
amont du cycle, amont du cycle du combustible.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
front-end of the fuel cycle, fuel cycle front-end.
arrêt automatique du réacteur (AAR).
Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs.
automatic shutdown, reactor trip, scram.
arrêt d'urgence du réacteur, arrêt d'urgence (AU).
Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs.
emergency shutdown, scram.
autocreuset, n.m.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
self-crucible.
aval du cycle, aval du cycle du combustible.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
back-end of the fuel cycle, fuel cycle back-end.
barillet, n.m.
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
storage drum.
bloc d'entreposage.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
spent fuel storage modules, storage modules.
chambre d'expansion, plénum, n.m.
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
plenum.
classe de sûreté.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
safety class.
coconversion, n.f.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
co-conversion process, coconversion process.
coextraction, n.f.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
co-extraction process, coextraction process.
corps migrant.
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
loose part.
creuset froid.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
cold crucible.
cycle du combustible, cycle du combustible nucléaire.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
fuel cycle, nuclear fuel cycle.
démarche déterministe de sûreté.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
deterministic safety approach.
démarche probabiliste de sûreté.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
probabilistic safety approach.
échelle internationale des évènements nucléaires et radiologiques, échelle INES (langage professionnel).
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
international nuclear and radiological event scale (INES).
effet xénon.
Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs.
xenon effect.
emballage de transport à sec, emballage à sec.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
dry package.
emballage de transport sous eau, emballage en eau.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
wet package.
exclusion de rupture.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Technologie des réacteurs.
break preclusion.
fonction de sûreté.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
safety function.
fuite avant rupture (FAR), hypothèse de fuite avant rupture.
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Technologie des réacteurs.
leak before break (LBB).
grappé, adj. (langage professionnel).
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
-
hypothèse de fuite avant rupture, fuite avant rupture (FAR).
Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Technologie des réacteurs.
leak before break (LBB).
plénum, n.m., chambre d'expansion.
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
plenum.
point chaud de gaine.
Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible.
clad hot spot.
râtelier d'entreposage.
Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Technologie des réacteurs.
rack.
système d'arrêt complémentaire (SAC).
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
complementary shutdown system.
système de commande principal (SCP).
Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs.
main shutdown system.
tribocorrosion, n.f.
Ingénierie nucléaire-Matériaux.
tribo-corrosion, tribocorrosion.
(1) Les termes en caractères gras se trouvent dans la partie I (Termes et définitions).
(2) Il s'agit d'équivalents anglais, sauf mention contraire.