АД — уран-графитовый реакторканального типа, предназначенный для наработки оружейного плутония; запущен 28 августа 1958 г. в Красноярске. АДЭ— двухцелевой энергетический промышленный уран-графитовый реактор(ПУГР), вырабатывавший плутоний и отапливавший населенный пункт. Были разработаны пять реакторовтипа АДЭ: АДЭ-1, АДЭ-2, АДЭ-3, АДЭ-4, АДЭ-5. 1/6 АИ — уран-графитовый реакторс вертикальной компоновкой активной зоны номинальной мощностью 40 МВт, предназначенный для наработки трития. Запущен в 1951 г.
АМ-1 — графито-урановый реакторканального типа мощностью 5 МВт, установленный на первой в мире Обнинской АЭС. Был запущен в 1954 г. АМБ-100— реактор, сконструированный на основе промышленного реакторАМ-1, мощностью 100 МВт. Был запущен на Белоярской АЭС в 1964 г. АМБ-200 — реактор, аналогичный АМБ-100, мощностью 200 МВт.
АРБУС — «Антарктическая блочная установка»; реактормалой мощности с органическим теплоносителем, первоначально предназначавшийся для работы в Антарктиде. Из-за закоксовывания твэлов продуктами органики и других технических проблем проект был закрыт и реконструирован в «Атомную станцию теплоснабжения» (АСТ-1)
«Аргус» — исследовательский гомогенный ядерный реакторс жидким топливом — раствором уранилсульфата в воде, производящий Mo и Sr.
БН — ядерный реакторна быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством топлива (коэффициент конверсии 1). Теплоноситель первого и второго контуров — натрий. Теплоносители третьего контура — вода и пар. В быстрых реакторахзамедлитель отсутствует. Модификации реактора-размножителя разной мощности (в МВт): БН-350; БН-600; БН-800; БН-1200.
БОР-60 — экспериментальный исследовательский реакторна быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 60 МВт. Представляет собой прототип АЭС малой мощности, имеет систему утилизации тепла для выработки электроэнергии и передачи части тепла в теплосеть НИИАР.
БР — серия экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах: БР-1 (реакторнулевой мощности на металлическом плутонии), БР-2 (тепловая мощность 100 кВт, на металлическом плутонии, охлаждаемый ртутью), БР-5 (с натриевым теплоносителем), БР-10 (тепловая мощность 8 МВт, на топливе из мононитрида урана, охлаждаемый натрием).
БРЕСТ — проект быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара; составная часть проекта «Прорыв», создающего технологию замкнутого ядерного топливного цикла.
ВВР — реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит вода. ВВЭР— корпусной энергетический реактор, теплоносителем и замедлителем в котором служит некипящая вода под давление Модификации ВВЭР разной мощности: ВВЭР-210, ВВЭР-365, ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200. ВВЭР-ТОИ— водо-водяной энергетический реактор.типовой оптимизированный и информатизированный, построенный с учетом постфукусимских требований к безопасности.
высокотемпературный газоохлаждаемый реактор — реактор, в котором в качестве топлива могут использоваться уран или плутоний, а в качестве воспроизводящего материала — торий. Имеет более высокие температуры теплоносителя на выходе из реактора, а следовательно, наиболее высокий термический КПД установки. Замедлителем служит графит.
гетерогенный реактор — реакторс активной зоной в виде гетерогенной размножающей среды. В таком реакторе топливо в виде цилиндрических стержней (или пластин) выделено пространственно так, что создает основу решетки активной зоны — системы топливных и других материалов, расположенных в определенной периодической последовательности.
«Гидра» — растворный самогасящийся импульсный реакторгомогенного типа на легкой воде, в котором в качестве топлива используется водный раствор уранилсульфата.
гомогенный реактор — реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную размножающую среду (однородную смесь). В таком реакторетопливо и замедлитель (возможно, и другие компоненты активной зоны) находятся либо в растворе, либо в достаточно равномерной смеси, либо пространственно разделены, но так, что разница в потоках нейтронов любых энергий в них несущественна.
демонстрационный реактор — ядерный реакторновой конструкции, построенный для доказательства технической осуществимости установкиподобного типа.
И-1 — «Изотопный, первый». Реактор,предназначавшийся для наработки плутония. Был запущен в 1955 г.
ИВГ-1 — реактор, послуживший первым наземным прототипом для создания ядерного ракетного двигателя.
импульсный реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, работающий в импульсном режиме. В отличие от стационарного ядерного реактор, уровень мощности которого постоянен во времени, в импульсном реакторгенерируются кратковременные импульсы мощ ности и, соответственно, потока нейтронов.
исследовательский реактор — ядерный реактор, используемый для фундаментальных и прикладных исследований; источник нейтронов и гамма-излучения для облучения материалов и ядерного топлива.
КЛТ-40С — корабельный легкий теплоноситель, водо-водяной судовой реактор, способный вырабатывать до 70 МВт электроэнергии и 50 Гкал/ч тепловой энергии в номинальном рабочем режиме.
канальный реактор — ядерный реактор, в активной зоне которого топливо и циркулирующий теплоноситель содержатся в отдельных герметичных технологических каналах, способных выдержать высокое давление теплоносителя.
корпусной реактор (англ. tank reactor) — ядерный реактор, активная зона которого находится в корпусе, способном выдержать давление теплоносителя и тепловые нагрузки. Высокое давление теплоносителя в легководных реакторах, которые по конструктивному исполнению являются корпусными, требует наличия прочного толстостенного стального корпуса.
легководный реактор — ядерный энергетический реактор, в котором обычная (легкая) вода используется одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя. Этот термин объединяет два типа легководных реакторареакторс водой под давлением и реакторс кипящей водой.
магноксовый реактор — газоохлаждаемый реакторс графитовым замедлителем, в котором теплоносителем является углекислый газ, а в качестве ядерного топлива используется природный уран. Наименование «магноксовый» произошло от названия материала топливной оболочки — сплава магния. Реакторытакого типа эксплуатируются в Великобритании.
МБИР — многоцелевой исследовательский реакторна быстрых нейтронах, сооружается в НИИАР.
МИР — тепловой гетерогенный канальный реакторс замедлителем и отражателем из металлического бериллия, размещенный в бассейне.
МКЭР — многопетлевой кипящий энергетический уран-графитовый реактор, разработанный как усовершенствованный вариант РБМК, но так и не запущенный в производство. Модификации МКЭР разной мощности: МКЭР-800, МКЭР-1000, МКЭР-1500.
ПИК — исследовательский реактор, предназначенный для исследований в области физики конденсированного состояния, ядерной физики и физики слабых взаимодействий, структурной и радиационной биологии и биофизики, радиационной физики и химии, а также для решения многих прикладных технических задач.
промышленный реактор — ядерный реактор, предназначенный главным образом для производства делящихся материалов в промышленном масштабе. Обычно этот термин относится к реакторам для производства плутония.
промышленный уран-графитовый реактор (ПУГР) — ядерный реактор, использующийся преимущественно для наработки оружейного плутония.
РБМК — реакторбольшой мощности канальный; тепловой одноконтурный энергетический реакторс кипением теплоносителя в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. В роли теплоносителя выступает «легкая»вода, замедлителя — графит. Модификации РБМК разной мощности: РБМК-1000, РБМК-1500.
РБТ — серия водо-водяных исследовательских реакторовбассейнового типа, разработанных в НИИАР. Модификации РБТ: РБТ-6, РБТ-10/1, РБТ 10/2.
реактор бассейнового типа ИРТ — исследовательский реактортиповой; предназначен для исследований в областях физики реакторов, нейтронной физики, радиационной физики полупроводников и диэлектриков, радиационного материаловедения, ядерной физики. Также используется для исследований в области медицинской физики, в частности — нейтрон-захватной терапии опухолей. Модификации ИРТ: ИРТ-, ИРТ-100, ИРТ-1000, ИРТ-2000.
реактор «Бук» — миниатюрный реакторна быстрых нейтронах, разработанный для питания радиолокационной аппаратуры космических спутников.
реактор-конвертер — ядерный реактор, в процессе работы которого производится новое по изотопному составу ядерное топливо по сравнению со сжигаемым.
реактор «Топаз» — термоэмиссионный реактор-преобразователь на промежуточных нейтронах, использовавшийся в качестве бортового источника электропитания на спутниках типа «Космос».
реактор на тепловых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра».
реактор с кипящей водой — легководный реактор, в котором вода (теплоноситель) доводится до кипения в активной зоне, а образующийся пар направляется непосредственно на турбину (так называемая одноконтурная схема). В западных странах этот тип реактора обозначают BWR.
РИТМ-200 — реактор интегрального типа модернизированный, водоводяной ядерный реактор, разработанный в ОКБМ им. Африкантова. Предназначен для установки на ледоколах и плавучих атомных электростанциях.
«Ромашка» — высокотемпературный ядерный реактор-преобразователь на быстрых нейтронах, созданный в качестве космической ядерной установки.
РУСЛАН — реакторная установка с лантановым наполнителем.
тепловой реактор — ядерный реактор, в котором цепная реакция деления ядерного топлива осуществляется на тепловых нейтронах.
термоядерный реактор — реактор, в котором осуществляется управляемый термоядерный синтез с целью получения энергии.
транспортный реактор — ядерный энергетический реактор, используемый в качестве источника энергии для движения транспортного средства, на котором он установлен, например, атомного ледокола или атомной подводной лодки.
тяжеловодный реактор— ядерный реактор, в котором замедлителем является тяжелая вода. В канадских реакторах CANDU тяжелая вода служит и замедлителем, и теплоносителем, а в качестве ядерного топлива используется природный уран.
Ф-1 — уран-графитовый ядерный реактор, «физический первый», первый ядерный реакторв СССР и в Европе, сконструированный Игорем Курчатовым.
У-3 — многоцелевой исследовательский реактор, предназначенный испытания новых типов энергетических установок атомных судов, а также для исследования свойств облученных материалов.
усовершенствованный газоохлаждаемый реактор — газоохлаждаемый реакторс графитовым замедлителем, в котором теплоносителем является углекислый газ, а в качестве ядерного топлива используется диоксид урана с обогащением 2% по 235U.
ЭГП-6 — энергетический графитоводный гетерогенный реакторканального типа на тепловых нейтронах с естественной циркуляцией, реализующий схему прямого цикла. Все четыре реактораэтой серии установлены на Билибинской АЭС.
экспериментальный реактор— ядерный реактор, предназначенный для использования в качестве объекта исследований с целью получения данных по физике и технологии реакторов, необходимых для проектирования и разработки реакторовподобного типа или их составных частей.
ядерный реактор — устройство, в котором осуществляется контролируемая цепная ядерная реакция, всегда сопровождающаяся выделением энергии. Ядерные реакторыклассифицируют по назначению, энергии нейтронов, типу теплоносителя и замедлителя, структуре активной зоны, конструкционному исполнению и другим характерным признакам.
