А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом) (НП-001). АЭС работает по принципу теплового двигателя, использующего пароводяной цикл Ренкина.
Отрабо́тавшее я́дерное то́пливо, облучённое я́дерное то́пливо (ОЯТ) — извлечённые из активной зоны тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанций и других установок . Ядерное топливо относят к отработавшему, если оно более неспособно эффективно поддерживать цепную реакцию.
Я́дерный (а́томный) реа́ктор — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, сопровождающейся выделением энергии.
Реа́ктор с жидкометалли́ческим теплоноси́телем (ЖМТ) — ядерный реактор, использующий в качестве теплоносителя расплавленный металл.
Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.
Газовая турбина, модульный гелиевый реактор — международный проект по созданию АЭС, отвечающей требованиям XXI века по безопасности, на базе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с гелиевым теплоносителем, работающим в прямом газотурбинном цикле. Английское название «Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR)». Создание двух реакторов такого типа наряду с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800 включено в российско-американскую программу утилизации оружейного плутония, не являющегося необходимым для целей обороны. Проект финансируется на паритетных началах Росатомом (РФ) и Департаментом энергетики и NNSA (США).
Белоя́рская а́томная электроста́нция им. И. В. Курчатова (БАЭС) — российская атомная электростанция. Расположена в Свердловской области в 3,5 км от города Заречный и 45 км от Екатеринбурга. Для охлаждения конденсаторов турбин БАЭС было создано Белоярское водохранилище.
Заре́чный — город областного подчинения в Свердловской области России, административный центр одноимённого городского округа, спутник Белоярской АЭС.
Реактор-размножитель — ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. Сырьём для нового топлива служат изотопы, которые не могут быть использованы в традиционных энергетических реакторах, например, уран-238 и торий-232. Запасы этих изотопов более чем в 100 раз превосходят запасы урана-235. Для уран-плутониевого топливного цикла размножителем является реактор на быстрых нейтронах. При этом в зоне размножения из обеднённого урана, состоящего, в основном, из изотопа 238, получается плутоний-239, который может быть использован в реакторе, как новое ядерное топливо.
БН-600 — энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3-м энергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Электрическая мощность — 600 МВт. С момента остановки реактора «Феникс» во Франции в 2009 году и до запуска также на Белоярской АЭС реактора БН-800 10 декабря 2015 года, БН-600 был единственным в мире действующим энергетическим реактором на быстрых нейтронах.
Атомная энергетика России — отрасль российской энергетики; страна занимает второе место среди стран Европы по мощности атомной генерации.
БРЕСТ — российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и использованием перегретого пара. Проект реализуется в виде строительства демонстрационного комплекса, состоящего из заводов переработки ОЯТ и фабрикации топлива в замкнутом топливном цикле, и экспериментального реактора БРЕСТ-ОД-300.
MOX-топливо — ядерное топливо, содержащее несколько видов оксидов делящихся материалов. В основном термин применяется для смеси оксидов плутония и природного урана, обогащённого урана или обеднённого урана, которая ведёт себя в смысле течения цепной реакции сходно с оксидом низкообогащённого урана. MOX может применяться как дополнительное топливо для наиболее распространённого типа ядерных реакторов: легководных на тепловых нейтронах. Однако более эффективное использование MOX-топлива — сжигание в реакторах на быстрых нейтронах. Приоритет в разработке таких реакторов принадлежит России.
Ядерные реакторы — это высокотехнологичные установки, которые применяются для нужд энергетики, для военных целей, а также используются для транспортных нужд.
Ядерный реактор «Феникс» — французский энергетический реактор-размножитель на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, подключённый к сети 13 декабря 1973 года в ядерном центре Маркуль. Электрическая мощность — 250 МВт. Коэффициент воспроизводства реактора составлял 1,18. Перезагрузки топлива осуществлялись от двух до четырёх раз в год, время каждой — 140—240 часов.
БН-800 — ядерный энергетический реактор с натриевым теплоносителем, относящийся к категории реакторов на быстрых нейтронах с использованием оксидного уран-плутониевого МОКС-топлива.
БН-1200 — реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, проектируемый серийный реактор на быстрых нейтронах. Электрическая мощность — 1220 МВт.
БН-350 — первый в мире опытно-промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Введен в эксплуатацию 16 июля 1973 года в г. Шевченко.
Реакторы поколения IV — набор конструкций ядерных реакторов, которые в настоящее время исследуются на предмет коммерческого применения Международным форумом поколения IV. Целью проектов является повышение безопасности, устойчивости, эффективности и снижение стоимости.
АЭС Сяпу - это атомная электростанция который строится в округе Сяпу, провинция Фуцзянь, Китай, на острове Чанбяо. Это демонстрационный проект реактора IV поколения Китайской национальной ядерной корпорации (CNNC). Данный АЭС также известен под названием своего реактора как CFR-600 "Китайский реактор на быстрых нейтронах 600" - это ядерный реактор на быстрых нейтронах бассейнового типа с натриевым теплоносителем. Строительство реактора началось в конце 2017 года. Мощность реактора составит 1500 МВт тепловой мощности и 600 МВт электроэнергии. Топливо будет поставлять ТВЭЛ, дочка Росатома, в соответствии с соглашением, подписанным в 2019 году.
