Тяжёлая вода́ — обычно этот термин применяется для обозначения тяжеловодородной воды, известной также как оксид дейтерия. Тяжеловодородная вода имеет ту же химическую формулу, что и обычная вода, но вместо двух атомов обычного лёгкого изотопа водорода (протия) содержит два атома тяжёлого изотопа водорода — дейтерия, а её кислород по изотопному составу соответствует кислороду воздуха. Формула тяжеловодородной воды обычно записывается как D2O или 2H2O. Внешне тяжёлая вода выглядит как обычная — бесцветная жидкость без запаха, но обладающая сладковатым вкусом. Не радиоактивна.
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.
Тепловыделя́ющий элеме́нт (ТВЭЛ) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В ТВЭЛах происходит деление тяжёлых ядер 235U или 239Pu, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. ТВЭЛ должен обеспечить отвод тепла от топлива к теплоносителю и препятствовать распространению радиоактивных продуктов из топлива в теплоноситель.
Я́дерный (а́томный) реа́ктор — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, сопровождающейся выделением энергии.
Акти́вная зо́на ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления.
Я́дерное то́пливо — материалы, которые используются в ядерных реакторах для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно энергоёмко, но и весьма опасно для человека, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию персонала, имеющего с ним дело.
ВВЭР — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, представитель одной из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получивших широкое распространение в мире.
Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР-1000) — ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, тепловой — 3000 МВт. По состоянию на октябрь 2018 года данный тип реакторов является самым распространённым в своей серии — 37 действующих реакторов, что составляет 7,5 % от общего количества эксплуатирующихся в мире энергетических реакторов всех типов.
Водо-водяной ядерный реактор — реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо-водяных реакторов — с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких реакторов — PWR. Другой тип водо-водяных реакторов — «кипящие».
Кипящий водо-водяной реактор — тип корпусного водо-водяного ядерного реактора, в котором пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину.
Графи́то-во́дный я́дерный реактор — гетерогенный ядерный реактор, использующий в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя — обычную (лёгкую) воду.
Реактор большой мощности канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Реактор РБМК канальный, гетерогенный, графито-водный, кипящего типа, на тепловых нейтронах. Теплоноситель — кипящая вода.
Теплоноси́тель в ядерном реакторе — жидкое или газообразное вещество, пропускаемое через активную зону реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате реакции деления ядер.
Замедле́ние нейтро́нов — процесс уменьшения кинетической энергии свободных нейтронов в результате их многократных столкновений с атомными ядрами вещества. Вещество, в котором происходит процесс замедления нейтронов, называется замедли́телем. Замедление нейтронов применяется, например, в ядерных реакторах на тепловых нейтронах.
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.
Тяжелово́дный я́дерный реа́ктор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor, PHWR) — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов.
Обогащение урана — технологический процесс увеличения доли изотопа 235U в уране. В результате природный уран разделяют на обогащённый уран и обеднённый уран.
Улучшенный реактор с газовым охлаждением или является одним из типов ядерных реакторов. Это второе поколение британских ядерных реакторов с газовым охлаждением, с использованием графита в качестве замедлителя нейтронов и углекислого газа в качестве теплоносителя. AGR был разработан на основе реакторов типа Magnox. AGR работает при более высокой температуре газа, способствующей повышению тепловой эффективности. По этой причине необходимо покрывать топливо нержавеющей сталью, чтобы выдержать высокую температуру. Поскольку облицовка топлива из нержавеющей стали имеет более высокое сечение захвата нейтронов, чем топливные сборки Magnox, топливо используется менее эффективно.
Whiteshell Reactor No. 1 или WR-1 - канадский исследовательский реактор, расположенный в Лабораториях Вайтшел в Манитобе. Он был построен для проверки концепции реактора типа CANDU, который заменил тяжеловодный теплоноситель масляным веществом. Это имело ряд потенциальных преимуществ с точки зрения затрат и эффективности.
ACR-1000 — ядерный реактор поколения III+, разработанный Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Он сочетает в себе характеристики существующих реакторов с тяжелой водой под давлением (PHWR) CANDU и водо-водяных реакторов (PWR). От CANDU используется тяжеловодный замедлитель, который придает конструкции улучшенную нейтронную эффективность и позволяет использовать различные виды топлива. Он заменяет контур охлаждения тяжелой воды на контур, содержащий обычную легкую воду, что снижает стоимость системы охлаждения. Мощность реактора составляет 1200 МВт.
