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.
Акти́вная зо́на ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления.
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.
Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.
Коэффициент использования тепловых нейтронов θ — параметр цепной ядерной реакции, показывающий, какая доля тепловых нейтронов поглощается ядерным горючим.
Выход нейтронов на одно поглощение η — среднее количество нейтронов, образующихся при поглощении нейтрона атомом ядерного топлива с последующим его делением в ходе цепной ядерной реакции.
Теплоноси́тель в ядерном реакторе — жидкое или газообразное вещество, пропускаемое через активную зону реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате реакции деления ядер.
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.
Коэффициент размножения на быстрых нейтронах μ — показатель, учитывающий влияние деления ядер 238U быстрыми нейтронами на ход цепной реакции в реакторе на тепловых нейтронах.
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.
Тепловые нейтроны или медленные нейтроны — свободные нейтроны, кинетическая энергия которых близка к наиболее вероятной энергии теплового движения молекул газа при комнатной температуре.
Спектр нейтронов — функция, описывающая распределение нейтронов по энергии. В реакторной технике и ядерной физике, выделяют несколько областей спектра энергии нейтронов:
- По «скорости»:
- Релятивистские нейтроны, с энергией более 1010 эВ;
- Быстрые нейтроны, с энергией больше 0.1 МэВ (иногда больше 1 МэВ)
- Медленные нейтроны, общее название нейтронов с энергией менее 0.1 МэВ.
- По «Температуре»:
- Надтепловые нейтроны, с энергией от 0.025 до 1 эВ.
- Горячие нейтроны, с энергией порядка 0.2 эВ.
- Тепловые нейтроны, с энергией примерно 0,025 эВ
- Холодные нейтроны, с энергией от 5⋅10−5 эВ до 0.025 эВ.
- Очень холодные нейтроны, с энергией от 2⋅10−7 эВ до 5⋅10−5 эВ.
- Ультрахолодные нейтроны, с энергией менее 2⋅10−7 эВ.
- По принадлежности к «области энергий»:
- Нейтроны континуальной области с энергией от 0.01 МэВ до 25 МэВ.
- Нейтроны резонансной области с энергией от 1 эВ до 0.01 МэВ.
- Нейтроны низких энергий с энергией менее 1 эВ.
Обогащение урана — технологический процесс увеличения доли изотопа 235U в уране. В результате природный уран разделяют на обогащённый уран и обеднённый уран.
Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу нейтронов в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтронной среды. В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощью формулы четырёх сомножителей:
, где
- k0 — коэффициент размножения в бесконечной среде;
- μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах;
- φ — вероятность избежать резонансного захвата;
- θ — коэффициент использования тепловых нейтронов;
- η — выход нейтронов на одно поглощение.
Ура́н-235, историческое название актиноура́н — радиоактивный нуклид химического элемента урана с атомным номером 92 и массовым числом 235. Изотопная распространённость урана-235 в природе составляет 0,7200(51) %. Является родоначальником радиоактивного семейства 4n+3, называемого рядом актиния. Открыт в 1935 году в США Артуром Демпстером.
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.
Борное регулирование — управление интенсивностью цепной реакции деления (реактивностью) в двухконтурных водо-водяных ядерных реакторах. Предназначено для компенсации медленных изменений реактивности во время эксплуатации реактора, производится изменением концентрации бора в воде первого контура.
Ядерные технологии — совокупность инженерных решений, позволяющих использовать ядерные реакции или ионизирующее излучение. Наиболее известные сферы применения ядерных технологий ядерная энергетика, ядерная медицина, ядерное оружие.