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.
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.
Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер 235U с нейтронами, участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер 238U остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа 235U всего 0,7 %, невозможна на быстрых нейтронах и возможна на медленных (тепловых).
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.
Я́дерная энерге́тика — отрасль энергетики, занимающаяся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии.
Атомная подводная лодка — подводная лодка с ядерной силовой установкой.
ОК-650 — серия советских и российских моноблочных паропроизводящих установок водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах, размещаемых на подводных лодках. В качестве ядерного топлива используется высокообогащённая по урану-235 двуокись урана. Тепловая мощность — 180…190 МВт. В состав моноблочной паропроизводящей установки ОК-650В входит ядерный реактор ВМ-11. Разработаны ОКБМ им. И. И. Африкантова. Относятся к третьему поколению.
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.
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.
Атомная энергетика вырабатывает 70,6 % электроэнергии во Франции. По состоянию на июль 2020 года, Франция имеет 56 действующих промышленных ядерных реакторов суммарной мощностью 61,4 ГВт. По количеству вырабатываемой атомными электростанциями энергии Франция занимает второе место в мире, а по доле атомной энергетики — первое место в мире. Франция является крупнейшим экспортёром электроэнергии в мире.
РИТМ-200 — российский водо-водяной ядерный реактор, разработанный в ОКБМ имени И. И. Африкантова. Предназначен для установки на атомных ледоколах и перспективных плавучих атомных электростанциях производства «ЗиО-Подольск».
Реакторы поколения III — ядерные реакторы, появившиеся в результате эволюции реакторов поколения II. Характерными чертами этих реакторов являются более высокая топливная эффективность, улучшенный тепловой КПД, значительное усовершенствование системы безопасности и стандартизация конструкции для снижения капитальных затрат и затрат на техническое обслуживание. Первым реактором поколения III стал в 1996 году реактор энергоблока 6 на АЭС Касивадзаки, относящийся к типу улучшенных кипящих водяных реакторов.
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.
Реакторы поколения II — коммерческие реакторы, построенные до конца 1990-х годов. Среди них прототипы и более старые версии реакторов PWR, CANDU, BWR, AGR, РБМК и ВВЭР.
Поколения ядерных реакторов:
- Ядерные реакторы поколения I — ранние прототипы таких энергетических реакторов, как Shippingport, Magnox / UNGG, AMB, Fermi 1 и Dresden 1. Последний коммерческий энергетический реактор первого поколения был расположен на АЭС Уилфа и прекратил работу в конце 2015 года.
- Ядерные реакторы поколения II
- Ядерные реакторы поколения III
- Ядерные реакторы поколения III+
- Ядерные реакторы поколения IV
АЭС «Сюйдапу» — также известна как АЭС "Сюдабао" - это атомная электростанция, которая строится на побережье Ляодунского залива Желтого моря в деревне Сюдабао уезда Хайбинь, Синчэн, Хулудао провинции Ляонин, на северо-востоке Китая.
