Бе́рклий — искусственно полученный радиоактивный трансурановый химический элемент группы актиноидов с атомным номером 97. Берклий не имеет стабильных изотопов, наиболее долгоживущий нуклид 247Bk имеет период полураспада 1380 лет.
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.
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.
Я́дерная энерге́тика — отрасль энергетики, занимающаяся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии.
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.
Деле́ние ядра́ — процесс расщепления атомного ядра на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра, нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным. Деление тяжёлых ядер — экзотермический процесс, в результате которого высвобождается большое количество энергии в виде кинетической энергии продуктов реакции, а также излучения. Деление ядер служит источником энергии в ядерных реакторах и ядерном оружии.
АО «Техснабэкспорт» — внешнеторговая компания госкорпорации «Росатом», головная организация дивизиона «Сбыт и трейдинг». Поставщик продукции ядерного топливного цикла, производимой предприятиями российской атомной отрасли. На внешнем рынке действует под торговой маркой TENEX.
Обогащение урана — технологический процесс увеличения доли изотопа 235U в уране. В результате природный уран разделяют на обогащённый уран и обеднённый уран.
Газофазный ядерный реактивный двигатель (ГФЯРД) — концептуальный тип реактивного двигателя, в котором реактивная сила создаётся за счёт выброса теплоносителя из ядерного реактора, топливо в котором находится в газообразной форме или в виде плазмы. Считается, что подобные двигатели смогут достичь удельного импульса порядка 3000-5000 секунд и тяги, достаточной для относительно быстрых межпланетных полётов.
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.
Реактор ПИК — проект исследовательского ядерного нейтронного реактора на территории ФГБУ «Петербургский институт ядерной физики им. Б. П. Константинова», г. Гатчина.
Графитовый реактор X-10 — второй в мире искусственный ядерный реактор, первый реактор, спроектированный и построенный для постоянного функционирования и производства плутония для ядерных бомб. Располагался в Ок-Риджской национальной лаборатории, работы по созданию и запуску велись под руководством Энрико Ферми.
«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.
ФГУП «Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова» — единственное в России предприятие, занятое комплексным испытанием корабельных и космических ядерно-энергетических установок с целью доведения их до требуемого уровня надёжности и безопасности. Институт входит в госкорпорацию Росатом.
Эрлан Гадлетович Батырбеков — физик-ядерщик, генеральный директор Национального ядерного центра Республики Казахстан, профессор, доктор физико-математических наук, академик Казахстанской национальной академии естественных наук и Национальной инженерной академии Республики Казахстан. Является экспертом по вопросу о конверсии Семипалатинского ядерного полигона, членом группы правительственных экспертов — советников Генерального секретаря ООН в области контроля (верификации) процесса многостороннего ядерного разоружения, координатором FNCA от Республики Казахстан. Председатель группы "Б" Организации Договора о всеобъемлющим запрещении ядерных испытаний (CTBTO).
Кориум, также называемый топливосодержащий материал (ТСМ) или лавоподобный топливосодержащий материал (ЛТСМ), является лавоподобным материалом, образованным в активной зоне ядерного реактора во время тяжёлой аварии с расплавлением активной зоны.
Чернобылит — антропогенный (техногенный) минерал — кристаллический силикат циркония с высоким содержанием урана (от 6 до 12 масс.%) в виде твёрдого раствора. Химический состав очень близок к природному ортосиликату циркония — циркону (ZrSiO4), отличающемуся высоким содержанием урана, и описывается формулой (Zr0.96-0.90U0.05-0.10)SiO4.
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.
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
