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.
Я́дерный (а́томный) реа́ктор — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, сопровождающейся выделением энергии.
Графи́то-во́дный я́дерный реактор — гетерогенный ядерный реактор, использующий в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя — обычную (лёгкую) воду.
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.
Я́дерная эне́ргия — энергия, содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая при ядерных реакциях и радиоактивном распаде.
Я́дерная энерге́тика — отрасль энергетики, занимающаяся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии.
Ядерные реакторы на космических аппаратах применяются в случае, если необходимое количество энергии невозможно получить другими способами, например, с помощью солнечных батарей или изотопных источников энергии.
Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза, носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий (2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B).
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.
Тепловые нейтроны или медленные нейтроны — свободные нейтроны, кинетическая энергия которых близка к наиболее вероятной энергии теплового движения молекул газа при комнатной температуре.
Деле́ние ядра́ — процесс расщепления атомного ядра на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра, нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным. Деление тяжёлых ядер — экзотермический процесс, в результате которого высвобождается большое количество энергии в виде кинетической энергии продуктов реакции, а также излучения. Деление ядер служит источником энергии в ядерных реакторах и ядерном оружии.
О́бнинская АЭС — первая в мире подключенная к электросети атомная электростанция, запущена в промышленную эксплуатацию 27 июня 1954 года. Расположена в городе Обнинск Калужской области. Первая АЭС, подключённая к электрической сети Советского Союза.
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.
Гео́ргий Ильи́ч Тоши́нский — советский и российский физик. Доктор технических наук, профессор. Главный научный сотрудник — советник генерального директора ГНЦ РФ — ФЭИ.
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.
Изото́пы плутония — разновидности атомов химического элемента плутония, имеющие разное содержание нейтронов в ядре. На данный момент известны 20 изотопов плутония и ещё 8 возбуждённых изомерных состояний некоторых его нуклидов. Следы плутония-244 были обнаружены в природе.
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.
Австралийский высокопоточный реактор — первый ядерный реактор в Австралии. Построен в исследовательском центре Австралийской комиссии по атомной энергии в Лукас Хайтс, Сидней, Австралия.
