Я́дерный (а́томный) реа́ктор — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, сопровождающейся выделением энергии.
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.
Оружейный плутоний или плутоний-239 — это плутоний в форме компактного металла, содержащий не менее 94 % изотопа 239Pu. Предназначается для создания ядерного оружия.
АЭС Штендаль — недостроенная атомная электростанция в Восточной Германии в 100 км западнее Берлина, строившаяся по советскому проекту на основе реакторов ВВЭР-1000/320. Строительство станции было прекращено в 1991 году, когда правительство Германии приняло решение о сокращении атомной энергетики. В настоящее время заканчивается демонтаж реакторных отделений станции, на части территории ныне действует целлюлозно-бумажная фабрика Zellstoff Stendal GmbH. Это один из редких примеров перепрофилирования недостроенных АЭС.
Улу́чшенный кипя́щий я́дерный реа́ктор — третье поколение кипящих ядерных реакторов, в которых пароводяную смесь получают в активной зоне.
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.
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.
АЭС Калверт Клифс — атомная электростанция, расположенная на западном берегу Чесапикского залива в Ласби, Калверт, Мэриленд.
Фукуси́ма-1 (яп. 福島第一原子力発電所 Фукусима дай-ити гэнсирёку хацудэнсё), или «Фукусима-дайити» (Fukushima Daiichi) — атомная электростанция, расположенная в городе Окума уезда Футаба префектуры Фукусима. Получила известность после аварии, произошедшей в марте 2011 года. До аварии её шесть энергоблоков мощностью 4,7 ГВт делали Фукусиму-1 одной из 25 крупнейших атомных электростанций во всём мире. Фукусима-1 — первая АЭС, построенная и эксплуатируемая Токийской энергетической компанией под названием TEPCO.
С 1973 года ядерная энергетика была национальным стратегическим приоритетом в Японии, как страны в значительной степени зависящей от импорта топлива. С самого начала выражалась обеспокоенность по поводу способности атомных станций Японии выдерживать высокую сейсмическую активность.
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.
Улучшенный реактор с газовым охлаждением или является одним из типов ядерных реакторов. Это второе поколение британских ядерных реакторов с газовым охлаждением, с использованием графита в качестве замедлителя нейтронов и углекислого газа в качестве теплоносителя. AGR был разработан на основе реакторов типа Magnox. AGR работает при более высокой температуре газа, способствующей повышению тепловой эффективности. По этой причине необходимо покрывать топливо нержавеющей сталью, чтобы выдержать высокую температуру. Поскольку облицовка топлива из нержавеющей стали имеет более высокое сечение захвата нейтронов, чем топливные сборки Magnox, топливо используется менее эффективно.
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.
SL-1 — американский экспериментальный ядерный реактор. Был разработан по заказу Армии США, для электроснабжения изолированных радиолокационных станций за полярным кругом и для линии раннего радиолокационного обнаружения. Разработка велась в рамках программы Argonne Low Power Reactor (ALPR).
APR-1400 — улучшенный водо-водяной ядерный реактор, разработанный Korea Electric Power Corporation (KEPCO). Этот реактор относится к третьему поколению реакторов и был разработан на основе OPR-1000 и так же вобрал в себя наработки дизайна System 80+ американской компании Combustion Engineering (C-E).
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.
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.
