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.
Реактор на бегущей волне — теоретическая концепция ядерного реактора на быстрых нейтронах, работающего на уране-238 за счёт наработки из него плутония-239. Главное отличие идеи от других концепций реакторов-размножителей в том, что цепная реакция деления происходит не сразу во всей активной зоне реактора, а ограничена определённым участком, который с течением времени перемещается внутри этой зоны.
Кита́йский синдро́м — ироническое выражение, первоначально обозначавшее гипотетическую тяжёлую аварию на АЭС с расплавлением ядерного топлива и проникновением его в почву с проплавлением конструкций энергоблока. Идея имела большое влияние на общество и инженерную мысль, несмотря на то, что в реальности ни одного такого события не происходило до событий на Фукусиме. В процессе развития выражение приобретало и новые смысловые оттенки.
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.
АЭС Три-Майл-Айленд — атомная электростанция, расположенная на одноименном острове реки Саскуэханна в 16 километрах ниже по течению от Гаррисберга, столицы штата Пенсильвания, США. Станция состоит из двух энергоблоков, первый из которых работает в настоящее время, тогда как второй остановлен навсегда после известной аварии 1979 года, оказавшей значительное влияние на развитие атомной энергетики США.
Список АЭС мира содержит сгруппированные по странам АЭС исследовательские центры, а также другие площадки, на которых располагаются или располагались энергетические реакторы, то есть реакторы, предназначенные для выработки электроэнергии. Список включает в себя реакторы действующие, закрытые и строящиеся.
Ядерный реактор на растворах солей — гомогенный ядерный реактор, активная зона которого представляет собой раствор соли ядерного топлива (урана, плутония, тория) в воде (обычной или тяжелой), которая служит замедлителем. Преимуществами такого реактора являются компактность, простота конструкции, отрицательный температурный коэффициент реактивности, большая эффективность наработки изотопов, недостатками — низкая мощность. На сегодняшний день единственным действующим реактором на растворах солей является экспериментальный Аргус тепловой мощностью 20 кВт, топливом в котором является раствор уранилсульфата UO2SО4. Наиболее перспективными реакторами этого типа являются реакторы на растворе нитрата плутония Pu-239, которые отличаются малыми габаритами вследствие малой критической массы плутония.
Ториевая ядерная программа — ядерная программа, использующая уран-233 в качестве материала изготовления ядерного оружия или топлива ядерных электростанций. Единственным способом получения урана-233 является топливный цикл с применением тория-232, откуда и происходит название программы. Ториевая ядерная программа не имела сколь-либо существенного исторического значения ни в одной из стран мира.
Атомная энергетика США является крупнейшей в мире по вырабатываемой энергии. По данным за ноябрь 2021 года, в США работают 93 ядерных реактора суммарной мощностью 95,5 ГВт, которые вырабатывают 19,7 % электроэнергии в стране.
Ториевый топливный цикл — ядерный топливный цикл, который в качестве расщепляющегося материала использует изотоп тория Th-232. В реакторе изотоп Th-232 в процессе ядерной трансмутации превращается в расщепляющийся искусственный изотоп урана U-233, который является ядерным топливом. В отличие от природного урана, природный торий содержит только следовые количества расщепляющегося материала, которые недостаточны для инициации цепной ядерной реакции. Для инициализации топливного цикла в этих условиях требуются дополнительные расщепляющиеся материалы или дополнительный источник нейтронов. В ториевом реакторе Th-232 поглощает нейтроны и превращается в U-233. Этот процесс аналогичен процессам на урановых реакторах-бридерах, где изотоп урана U-238 поглощает нейтроны, образуя расщепляющийся изотоп Pu-239. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла, образующийся U-233 либо расщепляется на месте своего возникновения, либо химически отделяется от отработавшего ядерного топлива и используется для производства нового топлива.
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.
Высокотемпературный ядерный реактор представляет собой прямоточный ядерный реактор поколения IV с графитовым замедлителем. ВГР — это тип высокотемпературного реактора (ВТР), который теоретически может иметь температуру на выходе 1000 °C. Активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком», либо активной зоной с галечным слоем. Высокие температуры позволяют производить водород с помощью термохимического цикла серо-йод.
X-energy — американская частная компания по проектированию ядерных реакторов и топлива. Разрабатывает проект высокотемпературного ядерного реактора с газовым охлаждением поколения IV. В январе 2016 года X-energy получила пятилетнее соглашением о сотрудничестве с Министерством энергетики США на сумму $ 53 млн для разработки элементов своего реактора. В 2019 году X-energy получила финансирование от Министерства обороны США на разработку небольших военных реакторов для использования на передовых базах.
Реактор на расплавах солей FUJI представляет собой проект реактора-размножителя на тепловых нейтронах с ториевым топливным циклом, работающего на расплавах солей, в котором используется технология, аналогичная экспериментальному реактору на расплавленных солях Ок-Риджской национальной лаборатории — реактору с жидким фторидом тория. Его разрабатывала японская компания International Thorium Energy & Molten-Salt Technology (IThEMS) совместно с партнерами из Чехии. В качестве реактора-размножителя он превращает торий в ядерное топливо уран-233. Для достижения разумной экономии нейтронов выбранная конструкция с одной солью приводит к значительно большему возможному размеру, чем реактор с двумя солями. Как и у всех реакторов на расплавах солей, его активная зона химически инертна и находится под низким давлением, что помогает предотвратить взрывы и выбросы токсичных веществ. Предлагаемая конструкция рассчитана на выходную мощность 200 МВт. Консорциум IThEMS планировал сначала построить гораздо меньший реактор MiniFUJI мощностью 10 МВт той же конструкции после того, как получит дополнительное финансирование в размере 300 миллионов долларов.
PRISM — перспективная конструкция атомной электростанции, разработанная GE-Hitachi Nuclear Energy Nuclear Energy (GEH).
Исследовательские реакторы — ядерные реакторы, которые служат главным образом источником нейтронов. Их также называют неэнергетическими реакторами, в отличие от энергетических реакторов, которые используются для производства электроэнергии, тепла или в качестве судовых энергетических установок.
Малый модульный реактор — ядерный реактор относительно небольших размеров и мощности, состоящий из модулей, которые строятся на заводе, а затем перевозятся, собираются, и вводятся в эксплуатацию на любой подготовленной площадке.
Управляемый ускорителем подкритический реактор — конструкция ядерного реактора образованна путём сочетания активной подкритической зоны ядерного реактора с высокоэнергетическим ускорителем протонов или электронов. Реактор может использовать торий как топливо.
