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 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.
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 «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.
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.
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.
LFTR — тип ядерных реакторов, использующих торий и уран-233 в качестве топлива, относятся к ториевому ядерному циклу. Являются реакторами-размножителями (бридерами) на тепловых нейтронах. Топливо в таких реакторах находится в жидкой форме, представляя собой расплав солей — фторидов тория и урана и некоторых вспомогательных веществ.
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.
CPR1000 — китайский водо-водяной ядерный реактор поколения II+, на основе французских трехпетлевых реакторов (M310) электрической мощностью 900 МВт, импортированных в 1980-х годах. Изменения состоят в увеличении электрической мощности до 1000 МВт и расчетного срока службы до 60 лет.
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.
TRIGA — класс ядерных исследовательских реакторов, разработанный и изготовленный компанией General Atomics. Группу разработчиков TRIGA, в которую входил Эдвард Теллер, возглавлял физик Фриман Дайсон.
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.
Экспериментальный реактор-размножитель I — выведенный из эксплуатации исследовательский реактор и национальный исторический памятник США, расположенный в пустыне на расстоянии примерно в 18 миль (29 км) к юго-востоку от Арко, штат Айдахо, США. Первый в мире реактор-размножитель. 20 декабря 1951 года он стал одной из первых в мире атомных электростанций, производящих электроэнергию в количестве достаточном для питания четырех 200-ваттных лампочек. Впоследствии EBR-I выработал достаточно электроэнергии для питания своего здания и продолжал использоваться в экспериментах, пока не был выведен из эксплуатации в 1964 году.