А́томная электроста́нция (АЭС) — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом) (НП-001). АЭС работает по принципу теплового двигателя, использующего пароводяной цикл Ренкина.
Взрыв — быстропротекающий физический или физико-химический процесс, проходящий со значительным выделением энергии в небольшом объёме за короткий промежуток времени и приводящий к ударным, вибрационным и тепловым воздействиям на окружающую среду вследствие высокоскоростного расширения продуктов взрыва. Взрыв в твёрдой среде вызывает разрушение и дробление. Различают взрывы двух типов: с высвобождением химической или ядерной энергии ; с высвобождением энергии, получаемой от внешнего источника.
Пароперегрева́тель — устройство, предназначенное для перегрева пара, то есть повышения его температуры выше точки насыщения. Использование перегретого пара позволяет значительно поднять КПД паровой установки. Перегретый пар широко применяется для питания турбин на тепловых электростанциях, с начала XX века использовался на всех типах паровозов. Также были разработаны проекты ядерных реакторов, где часть технологических каналов должны были использоваться для перегрева пара перед подачей в турбины.
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.
Водо-водяной ядерный реактор — реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо-водяных реакторов — с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких реакторов — PWR. Другой тип водо-водяных реакторов — «кипящие».
Парогенера́тор — теплообменный аппарат для производства водяного пара с давлением выше атмосферного за счёт теплоты первичного теплоносителя, поступающего из ядерного реактора.
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.
Произво́дственное объедине́ние «Мая́к» — федеральное государственное унитарное предприятие по производству компонентов ядерного оружия, изотопов, хранению и регенерации отработавшего ядерного топлива, утилизации его и других радиоактивных отходов. Расположено в городе Озёрске Челябинской области.
Авария на АЭС Три-Майл-Айленд — крупнейшая авария в истории коммерческой атомной энергетики США, произошедшая 28 марта 1979 года на втором энергоблоке станции по причине своевременно не обнаруженной утечки теплоносителя первого контура реакторной установки и, соответственно, потери охлаждения ядерного топлива. В ходе аварии произошло расплавление около 50 % активной зоны реактора, после чего энергоблок так и не был восстановлен. Помещения АЭС подверглись значительному радиоактивному загрязнению, однако радиационные последствия для населения и окружающей среды оказались несущественными. Аварии присвоен уровень 5 по шкале INES.
Служебный модуль «Звезда» — один из модулей Российского сегмента Международной космической станции. Второе название — Служебный модуль (СМ). Состыковался с модулем «Заря» 26 июля 2000 года.
Селлафилд — атомный комплекс, расположенный на побережье Ирландского моря неподалеку от городка Сискейл. В разные годы на комплексе производился оружейный плутоний, изготавливалось топливо для АЭС, перерабатывалось облученное ядерное топливо, работала АЭС. Комплекс переименовывался в Уиндскейл, но в 1981 году название было возвращено.
Сосуд под давлением — закрытая ёмкость, предназначенная для ведения химических, тепловых и других технологических процессов, а также для хранения и транспортировки газообразных, жидких и других веществ. Границей сосуда являются входные и выходные штуцеры.
Гидравлическое испытание — один из наиболее часто используемых видов неразрушающего контроля, проводящееся с целью проверки прочности и плотности сосудов, трубопроводов, теплообменников, насосов и другого оборудования, работающего под давлением, их деталей и сборочных единиц. Также гидравлическим испытаниям могут подвергаться схемы тепломеханического оборудования в сборе и даже целые тепловые сети. По принятой в большинстве стран практике, всё оборудование, работающее под давлением, подвергают гидравлическим испытаниям:
- после изготовления предприятием-изготовителем оборудования или элементов трубопроводов, поставляемых на монтаж;
- после монтажа оборудования и трубопроводов;
- в процессе эксплуатации оборудования и трубопроводов, нагружаемых давлением воды, пара или пароводяной смеси.
Течеиска́тель — прибор, предназначенный для выявления, локализации и количественной оценки величины течи. Работа течеискателей может базироваться на различных физических принципах, ориентированных как на прямые, так и на косвенные измерения параметров.
АЭС Хантерстон B — атомная электрическая станция в Северном Эйршире, Шотландия.
АЭС Кевони — закрытая атомная электростанция на севере США.
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.
Whiteshell Reactor No. 1 или WR-1 - канадский исследовательский реактор, расположенный в Лабораториях Вайтшел в Манитобе. Он был построен для проверки концепции реактора типа CANDU, который заменил тяжеловодный теплоноситель масляным веществом. Это имело ряд потенциальных преимуществ с точки зрения затрат и эффективности.
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.
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.