Ава́рия на Черно́быльской АЭС 26 апреля 1986 года — разрушение реактора четвёртого энергоблока Чернобыльской атомной электростанции, расположенной около города Припяти. Разрушение носило взрывной характер, активная зона реактора была полностью разрушена, а в окружающую среду выброшено большое количество радиоактивных веществ. Авария расценивается как крупнейшая в своём роде за всю историю атомной энергетики, как по предполагаемому количеству погибших и пострадавших от её последствий людей, так и по экономическому ущербу.
Я́дерный (а́томный) реа́ктор — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, сопровождающейся выделением энергии.
Авари́йная защи́та ядерного реактора — совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора. «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» Ростехнадзора определяют аварийную защиту как функцию быстрого перевода реактора в подкритический режим, а также комплекс систем, выполняющий эту функцию. Этим же документом в российском правовом поле определены требования к системе аварийной защиты.
Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР-1000) — ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, тепловой — 3000 МВт. По состоянию на октябрь 2018 года данный тип реакторов является самым распространённым в своей серии — 37 действующих реакторов, что составляет 7,5 % от общего количества эксплуатирующихся в мире энергетических реакторов всех типов.
Кипящий водо-водяной реактор — тип корпусного водо-водяного ядерного реактора, в котором пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину.
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.
Реактивность ядерного реактора — безразмерная величина, характеризующая поведение цепной реакции деления в активной зоне ядерного реактора и выражаемая соотношением:
,
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.
Оперативный запас реактивности (ОЗР) — часть общего запаса реактивности реактора, компенсируемая одними подвижными поглотителями (стержнями) системы управления и защиты (СУЗ).
Концево́й эффе́кт в РБМК — явление, заключающееся в кратковременном увеличении реактивности ядерного реактора, наблюдавшееся на реакторах РБМК-1000 до их модернизации, при опускании стержней системы управления и защиты (СУЗ) из крайнего верхнего положения. Эффект был вызван неудачной конструкцией стержней. Возможно, явился одним из факторов, способствовавших катастрофическому развитию Чернобыльской аварии. После аварии на Чернобыльской АЭС конструкция стержней была изменена и концевой эффект устранён.
Парово́й (пусто́тный) коэффицие́нт реакти́вности — величина, используемая для оценки влияния содержания пара в теплоносителе на реактивность ядерного реактора.
БН-600 — энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3-м энергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Электрическая мощность — 600 МВт. С момента остановки реактора «Феникс» во Франции в 2009 году и до запуска также на Белоярской АЭС реактора БН-800 10 декабря 2015 года, БН-600 был единственным в мире действующим энергетическим реактором на быстрых нейтронах.
Ионизацио́нная ка́мера — газонаполненный датчик, предназначенный для измерения уровня ионизирующего излучения.
Систе́ма внутриреа́кторного контро́ля (СВРК) — это система контроля ядерного реактора, которая даёт сведения о параметрах и характеристиках активной зоны, необходимых для обеспечения проектного технологического режима эксплуатации активной зоны ядерного реактора. Основная задача — восстановление поля энерговыделения в объёме активной зоны для обеспечения безопасной эксплуатации ядерного топлива.
Улу́чшенный кипя́щий я́дерный реа́ктор — третье поколение кипящих ядерных реакторов, в которых пароводяную смесь получают в активной зоне.
«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.
Ядерный реактор «Феникс» — французский энергетический реактор-размножитель на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, подключённый к сети 13 декабря 1973 года в ядерном центре Маркуль. Электрическая мощность — 250 МВт. Коэффициент воспроизводства реактора составлял 1,18. Перезагрузки топлива осуществлялись от двух до четырёх раз в год, время каждой — 140—240 часов.
Ава́рия на Ленингра́дской а́томной электроста́нции — радиационная авария на первом энергоблоке Ленинградской АЭС, произошедшая 30 ноября 1975 года. В результате аварии произошёл выброс в атмосферу радиоактивных изотопов радиоактивностью до полутора миллионов кюри. Согласно докладу Международной консультативной группы по ядерной безопасности, причиной аварии стали конструкционные недоработки реактора РБМК-1000, которые впоследствии привели к катастрофе на ЧАЭС 26 апреля 1986 года.
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.