冷却剂通过循环流动把堆芯产生的热量带出：控制棒通过吸收中子调节反应性

控制棒通过吸收中子调节反应性。燃料组件把核燃料组织成可安装结构。燃料包壳限制裂变产物进入冷却介质。压水堆通过高压保持一回路水不沸腾。蒸汽发生器把一回路热量传给二回路。沸水堆在堆芯中直接产生所需蒸汽。重水堆利用重水实现相应的中子慢化。快堆主要利用较高能量中子维持反应。

非能动安全利用自然力维持部分安全功能。自然循环由流体密度差等作用驱动。堆芯测量用于监视功率和温度等状态。反应性系数描述状态变化对反应性的影响。负反馈能够抑制某些功率上升趋势。辐射防护遵循时间距离与屏蔽等原则。不同辐射类型需要采用适合的屏蔽材料。辐射剂量不能直接用放射性活度替代。

高温气冷堆利用气体带走堆芯热量。反应堆类型具有不同的材料和安全要求。余热在停堆后仍需要持续有效导出。停止链式反应不意味着堆芯立即不再发热。应急冷却用于应对规定的异常失水情况。安全壳构成限制放射性释放的重要屏障。纵深防御通过多层措施降低事故风险。多重屏障需要避免受到共同原因破坏。

放射性活度描述单位时间发生的衰变数量。半衰期表示活度下降到原来一半的时间。乏燃料仍具有余热和放射性特征。乏燃料水池兼有冷却与屏蔽作用。干式贮存依靠专用容器管理乏燃料。放射性废物需要按特性分类管理。核设施退役包括去污和拆除等工作。核材料保障监督关注材料使用和流向。