Плуто́ний — тяжёлый хрупкий высокотоксичный радиоактивный металл серебристо-белого цвета. В периодической таблице располагается в семействе актиноидов.
Кю́рий — химический элемент 3-й группы седьмого периода периодической системы химических элементов Д. И. Менделеева, с атомным номером 96.
Переработка отработавшего ядерного топлива — процесс, при котором путём химической обработки из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) извлекается уран, плутоний и радиоактивные изотопы.
Актино́иды (актини́ды) — семейство, состоящее из 15 радиоактивных химических элементов III группы 7-го периода периодической системы с атомными номерами 89—103.
Я́дерный (а́томный) реа́ктор — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, сопровождающейся выделением энергии.
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.
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.
Кана́льный я́дерный реа́ктор — ядерный реактор, активная зона которого представляет собой набор т. н. технологических каналов, расположенных в массе замедлителя. Каждый канал представляет собой герметичную конструкцию, в которой заключено либо ядерное топливо, либо системы управления и защиты, а также каналы для прокачки теплоносителя. Технологические каналы не зависят друг от друга и допускают замену топлива без остановки реактора.
Реа́ктор на расплавах солей — является одним из видов ядерных реакторов деления, в которых основой охлаждающей жидкости является смесь расплавленных солей, которая может работать при высоких температурах, оставаясь при этом при низком давлении. Это уменьшает механические напряжения и повышает безопасность и долговечность.
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.
Ядерный топливный цикл — это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива и заканчивая удалением радиоактивных отходов. В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий, ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.
Ядерный ракетный двигатель на гомогенном растворе солей ядерного топлива — тип конструкции ЯРД, предложенный в 1991 г. американским инженером Робертом Зубриным.
Ф-1 — первый ядерный реактор в СССР и Европе, памятник науки и техники. Находится в Москве.
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.
«Чикагская поленница-1» — первый в мире успешно работавший искусственный ядерный реактор. Был построен в 1942 году в Чикагском университете под руководством Энрико Ферми в рамках работ, позднее ставших основой Манхэттенского проекта, по экспериментальной проверке возможности осуществления управляемой самоподдерживающейся цепной ядерной реакции и подготовки к созданию промышленных реакторов для наработки оружейного плутония.
БН-800 — ядерный энергетический реактор с натриевым теплоносителем, относящийся к категории реакторов на быстрых нейтронах с использованием оксидного уран-плутониевого МОКС-топлива.
Аргус — исследовательский и промышленный гомогенный ядерный реактор на растворах солей. Основное назначение — наработка изотопов из продуктов деления урана, например молибдена-99.
ИИН-3М — исследовательский реактор на растворах солей, функционировавший на ташкентском заводе полупроводниковых приборов «Фотон» с 1975 по 2013 годы.
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.
