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.
Я́дерный (а́томный) реа́ктор — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, сопровождающейся выделением энергии.
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.
CANDU — тяжеловодный водо-водяной ядерный реактор производства Канады. В качестве замедлителя в CANDU используется тяжёлая вода, это позволяет использовать в качестве топлива обычный природный уран. В отличие от большинства водо-водяных реакторов, CANDU — канальный реактор, это позволяет заменять использованное топливо свежим, не останавливая реактор. Теплоносителем первого контура может быть как тяжёлая, так и обычная вода.
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.
БР-5 — исследовательский ядерный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Построен и эксплуатировался в ФЭИ, г.Обнинск, в период с 1959 по 2002 годы.
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.
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.
МБИР — строящийся в России в г. Димитровград многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах четвёртого поколения.
БОР-60 — многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах в НИИАР, г. Димитровград. Строительство начато в 1965 году, в 1968 произведен физический пуск, через год — энергетический. Используется для изучения новых видов ядерного топлива, создания новых конструкционных материалов и теплоносителей ядерных реакторов, производства и изучения изотопов, испытаний оборудования для атомных электростанций. Наряду с многоцелевым исследовательским реактором ВК-50 один из двух реакторов в НИИАР, вырабатывающих электроэнергию.
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.
Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах — действующий научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах, расположенный на территории Китайского института атомной энергии (CIAE) недалеко от Пекина.
Магнокс (англ. Magnox) — серия ядерных реакторов, разработанная в Великобритании, в которых в качестве ядерного топлива используется природный металлический уран, в качестве замедлителя графит, а роль теплоносителя выполняет углекислый газ. Магнокс относится к типу газографитовых реакторов (GCR по классификации МАГАТЭ). Название «магнокс» совпадает с названием марки магниево-алюминиевого сплава, используемого в этих реакторах для изготовления оболочек топливных элементов. Как и большинство реакторов первого поколения Магнокс является двухцелевым реактором, предназначенным как для наработки плутония-239 так и для производства электроэнергии. Как и в других реакторах, производящих плутоний, важной особенностью является слабое поглощение нейтронов материалами активной зоны. Эффективность графитового замедлителя позволяет работать на природном урановом топливе без необходимости его обогащения. Графит легко окисляется на воздухе, поэтому в качестве теплоносителя использован CO2. Передача тепла от первого контура ко второму осуществляется в парогенераторах, а полученный пар приводит в движение обычную турбину для производства электроэнергии. Конструкция реактора позволяет производить перегрузку топлива на ходу.
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.
DIDO — ядерный реактор для испытаний материалов в Исследовательском центре атомной энергии в Харвелле, Оксфордшир, Великобритания. Впервые достиг критической мощности в 1956 году, выведен из эксплуатации в 1990 году. Использовал топливо из сплава обогащенного урана с алюминием и тяжелую воду в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя первого контура. Вокруг активной зоны находился графитовый отражатель нейтронов массой около 17 т. На этапе проектирования DIDO был известен как AE334 по номеру инженерного проекта. Первоначальная тепловая мощность реактора составляла 10 МВт, впоследствии она была увеличена до 26 МВт. Активность реактора составляла 17 ТБк. Основные радиоактивные изотопы — C-14 и тритий.
ИРТ-Т — исследовательский реактор Томского политехнического университета (ТПУ). Реактор бассейнового типа мощностью 6 МВт. Запущен в 1967 году, неоднократно модернизировался.
Экспериментальный реактор-размножитель-II — быстрый реактор с натриевым охлаждением, спроектированный, построенный и эксплуатировавшийся Аргоннской национальной лабораторией на Национальной испытательной станции реакторов в Айдахо (США). Закрыт в 1994 году.
Великобритания
Медиафайлы на Викискладе
