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.
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.
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.
Я́дерная энерге́тика — отрасль энергетики, занимающаяся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии.
Газовая турбина, модульный гелиевый реактор — международный проект по созданию АЭС, отвечающей требованиям XXI века по безопасности, на базе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с гелиевым теплоносителем, работающим в прямом газотурбинном цикле. Английское название «Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR)». Создание двух реакторов такого типа наряду с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800 включено в российско-американскую программу утилизации оружейного плутония, не являющегося необходимым для целей обороны. Проект финансируется на паритетных началах Росатомом (РФ) и Департаментом энергетики и NNSA (США).
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.
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.
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.
ПАО «Новосибирский завод химконцентратов» — одно из предприятий российского ядерного топливного цикла, расположенное в Калининском районе города Новосибирска. Основной вид деятельности — выпуск ядерного топлива для энергетических и исследовательских реакторов. Одно из предприятий Корпорации «ТВЭЛ».
Атомная энергетика России — отрасль российской энергетики; страна занимает второе место среди стран Европы по мощности атомной генерации.
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.
БН-800 — ядерный энергетический реактор с натриевым теплоносителем, относящийся к категории реакторов на быстрых нейтронах с использованием оксидного уран-плутониевого МОКС-топлива.
МБИР — строящийся в России в г. Димитровград многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах четвёртого поколения.
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.
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.
Магнокс (англ. Magnox) — серия ядерных реакторов, разработанная в Великобритании, в которых в качестве ядерного топлива используется природный металлический уран, в качестве замедлителя графит, а роль теплоносителя выполняет углекислый газ. Магнокс относится к типу газографитовых реакторов (GCR по классификации МАГАТЭ). Название «магнокс» совпадает с названием марки магниево-алюминиевого сплава, используемого в этих реакторах для изготовления оболочек топливных элементов. Как и большинство реакторов первого поколения Магнокс является двухцелевым реактором, предназначенным как для наработки плутония-239 так и для производства электроэнергии. Как и в других реакторах, производящих плутоний, важной особенностью является слабое поглощение нейтронов материалами активной зоны. Эффективность графитового замедлителя позволяет работать на природном урановом топливе без необходимости его обогащения. Графит легко окисляется на воздухе, поэтому в качестве теплоносителя использован CO2. Передача тепла от первого контура ко второму осуществляется в парогенераторах, а полученный пар приводит в движение обычную турбину для производства электроэнергии. Конструкция реактора позволяет производить перегрузку топлива на ходу.
ИИН-3М — исследовательский реактор на растворах солей, функционировавший на ташкентском заводе полупроводниковых приборов «Фотон» с 1975 по 2013 годы.
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.
Бассейновый реактор — тип ядерного реактора, в котором активная зона погружена в открытый бассейн, обычно с водой, которая выполняет функцию замедлителя.
