I. Termes et définitions

cinétique d'un réacteur
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs.
Définition : Étude de la variation temporelle du flux de neutrons dans le cœur d'un réacteur qui résulte de celle de la réactivité ; par extension, cette variation elle-même.
Voir aussi : réactivité.
Équivalent étranger : reactor kinetics.
combustible porteur d'actinides mineurs
Forme abrégée : combustible porteur.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
Définition : Combustible nucléaire dans lequel un ou plusieurs actinides mineurs ont été introduits en vue de leur transmutation dans un réacteur.
Voir aussi : actinide mineur, combustible nucléaire, transmutation.
Équivalent étranger : MA bearing fuel, minor actinide bearing fuel.
couverture porteuse d'actinides mineurs
Forme abrégée : couverture porteuse.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
Définition : Couverture fertile dans laquelle un ou plusieurs actinides mineurs ont été introduits en vue de leur transmutation dans un réacteur.
Voir aussi : actinide mineur, couverture fertile, transmutation.
Équivalent étranger : minor actinide bearing blanket.
crédit de combustion (langage professionnel)
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Sécurité nucléaire.
Définition : Différence entre la réactivité, dans un milieu donné, d'un combustible non irradié et celle, de niveau inférieur, de ce même combustible après irradiation.
Note : Le crédit de combustion peut être pris en compte dans les études de criticité.
Voir aussi : combustible usé, sûreté nucléaire.
Équivalent étranger : burn-up credit, burnup credit.
déchet radioactif
Domaine : Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible.
Définition : Objet ou matière contenant des substances radioactives, dont aucun usage ultérieur n'est envisagé et dont la radioactivité entraîne une gestion spécifique.
Voir aussi : déchet nucléaire, gestion de déchets radioactifs.
Équivalent étranger : radioactive waste.
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 3 août 2000.
dommage d'irradiation
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
Définition : Modification de la structure d'un matériau sous l'effet d'un rayonnement, entraînant une détérioration de ses propriétés initiales.
Note : Dans le cas d'une irradiation neutronique, ce dommage peut être quantifié en nombre de déplacements par atome.
Voir aussi : nombre de déplacements par atome.
Équivalent étranger : irradiation damage, radiation damage.
emballage d'entreposage
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.
Définition : Conteneur de transport également conçu pour l'entreposage de matières radioactives.
Voir aussi : château de transport, conteneur d'entreposage, emballage de matières radioactives.
Équivalent étranger : dual purpose cask, dual purpose packaging, transport and storage cask, transport and storage packaging.
événement initiateur (langage professionnel)
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
Définition : Évènement susceptible de provoquer une variation de certains paramètres physiques d'une installation conduisant à sortir des limites de fonctionnement normal.
Note : Une défaillance d'équipement ou une agression sont des exemples d'événement initiateur.
Équivalent étranger : initiating event.
fissible, adj.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible.
Définition : Se dit d'un nucléide susceptible de subir une fission sous l'effet de neutrons d'énergie supérieure à une valeur seuil propre à ce nucléide, appelée « seuil de fission » ; par extension, se dit de la matière qui contient de tels nucléides.
Note : Par exemple, l'uranium 238, le thorium 232, le curium 244, l'américium 241, l'américium 243 et le californium 252 sont fissibles.
Voir aussi : fissile.
Équivalent étranger : fissible, threshold fissioner (n.), threshold fissioning.
nombre de déplacements par atome
Forme abrégée : nombre de DPA.
Domaine : Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.
Définition : Nombre moyen de déplacements subis par les atomes d'un matériau soumis à un flux de neutrons.
Note : Les principaux matériaux concernés sont ceux des gaines de combustible et des cuves des réacteurs.
Voir aussi : dommage d'irradiation.
Équivalent étranger : displacement per atom (DPA).
plan de secours pour le transport
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Cycle du combustible.
Définition : Plan d'urgence déclenché par les pouvoirs publics en cas d'accident survenant lors d'un transport de matières radioactives sur la voie publique et susceptible d'engendrer un risque radiologique.
Voir aussi : plan d'urgence pour le transport.
Équivalent étranger : -
plan d'urgence pour le transport
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Cycle du combustible.
Définition : Plan d'urgence, cohérent avec le plan de secours pour le transport, qui est déclenché par le transporteur de matières radioactives en cas d'accident survenant sur la voie publique et susceptible d'engendrer un risque radiologique.
Voir aussi : plan de secours pour le transport.
Équivalent étranger : transport crisis response plan, transport emergency plan.
poison neutronique
Domaine : Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Physique des réacteurs.
Définition : Substance dont la présence dans un milieu multiplicateur en diminue la réactivité par capture de neutrons.
Note : Le terme « neutrophage », employé comme substantif, est déconseillé.
Voir aussi : milieu multiplicateur.
Équivalent étranger : neutron poison, poison.
Attention : Cette publication annule et remplace celle du Journal officiel du 18 juin 2004.
réexamen de sûreté
Domaine : Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.
Définition : Analyse périodique de la sûreté d'une installation nucléaire qui permet de vérifier sa conformité avec les règles qui lui sont applicables et d'actualiser l'analyse de sûreté, compte tenu du progrès des connaissances scientifiques et techniques.
Note : Le réexamen de sûreté peut conduire à modifier l'installation et ses règles d'exploitation.
Voir aussi : analyse de sûreté, installation nucléaire de base.
Équivalent étranger : periodic safety review, safety review.

II - Table d'équivalence

A - Termes étrangers

Terme étranger (1)	Domaine/sous-domaine	Équivalent français (2)
burn-up credit, burnup credit.	Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Sécurité nucléaire.	crédit de combustion (langage professionnel).
displacement per atom (DPA).	Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.	nombre de déplacements par atome, nombre de DPA.
dual purpose cask, dual purpose packaging, transport and storage cask, transport and storage packaging.	Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.	emballage d'entreposage.
fissible, threshold fissioner (n.), threshold fissioning.	Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible.	fissible, adj.
initiating event.	Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.	événement initiateur (langage professionnel).
irradiation damage, radiation damage.	Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.	dommage d'irradiation.
MA bearing fuel, minor actinide bearing fuel.	Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.	combustible porteur d'actinides mineurs, combustible porteur.
minor actinide bearing blanket.	Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.	couverture porteuse d'actinides mineurs, couverture porteuse.
neutron poison, poison.	Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Physique des réacteurs.	poison neutronique.
periodic safety review, safety review.	Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.	réexamen de sûreté.
poison, neutron poison.	Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Physique des réacteurs.	poison neutronique.
radiation damage, irradiation damage.	Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.	dommage d'irradiation.
radioactive waste.	Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible.	déchet radioactif.
reactor kinetics.	Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs.	cinétique d'un réacteur.
safety review, periodic safety review.	Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.	réexamen de sûreté.
threshold fissioner (n.), fissible, threshold fissioning.	Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible.	fissible, adj.
transport and storage cask, dual purpose cask, dual purpose packaging, transport and storage packaging.	Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.	emballage d'entreposage.
transport crisis response plan, transport emergency plan.	Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Cycle du combustible.	plan d'urgence pour le transport.
(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)
cinétique d'un réacteur.	Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs.	reactor kinetics.
combustible porteur d'actinides mineurs, combustible porteur.	Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.	MA bearing fuel, minor actinide bearing fuel.
couverture porteuse d'actinides mineurs, couverture porteuse.	Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.	minor actinide bearing blanket.
crédit de combustion (langage professionnel).	Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Sécurité nucléaire.	burn-up credit, burnup credit.
déchet radioactif.	Ingénierie nucléaire/Exploitation des réacteurs-Cycle du combustible.	radioactive waste.
dommage d'irradiation.	Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.	irradiation damage, radiation damage.
emballage d'entreposage.	Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible.	dual purpose cask, dual purpose packaging, transport and storage cask, transport and storage packaging.
événement initiateur (langage professionnel).	Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.	initiating event.
fissible, adj.	Ingénierie nucléaire/Physique des réacteurs-Cycle du combustible.	fissible, threshold fissioner (n.), threshold fissioning.
nombre de déplacements par atome, nombre de DPA.	Ingénierie nucléaire/Technologie des réacteurs-Cycle du combustible.	displacement per atom (DPA).
plan de secours pour le transport.	Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Cycle du combustible.	-
plan d'urgence pour le transport.	Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire-Cycle du combustible.	transport crisis response plan, transport emergency plan.
poison neutronique.	Ingénierie nucléaire/Cycle du combustible-Physique des réacteurs.	neutron poison, poison.
réexamen de sûreté.	Ingénierie nucléaire/Sécurité nucléaire.	periodic safety review, safety review.
(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.