3)Кипящими;
Кипящий водо-водяной реактор — тип корпусного водо-водяногоядерного реактора, в котором пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину.
Рис.9 «Кипящий реактор»
4)Тяжеловодными;
Тяжеловодный ядерный реактор — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду.
Рис.10 «Схема тяжеловодного реактора»
Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов,чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов.
5)Газоохлаждаемыми (граффито-газовый);
Графито-газовый ядерный реактор (ГГР) — корпусной ядерный реактор, в котором замедлителем служит графит, теплоносителем — газ (гелий, углекислый газ и пр.).
Рис.11 «Графито-газовый реактор»
По сравнению с ВВР и ГВР, реакторы с газовым теплоносителем наиболее безопасны. Это объясняется тем, что газ практически не поглощает нейтроны, поэтому изменение содержания газа в реакторе не влияет на реактивность.
6)Графито-водными;
Графито-водный ядерный реактор (ВГР), — гетерогенный ядерный реактор, использующий в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя — обычную воду.
Рис.12 «Схема граффито-водного реактора»
7)Высокотемпературными газоохлаждаемыми (модульный гелиевый);
Газовая турбина, модульный гелиевый реактор (ГТ-МГР, GT-MHR) — международный проект по созданию АЭС, отвечающей требованиям XXI века по безопасности, на базе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с гелиевым теплоносителем, работающим в прямом газотурбинном цикле.
Рис.13 «Схема модульно гелиевого реактора»
Создание двух реакторов такого типа наряду с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800включено в российско-американскую программу утилизации оружейного плутония, не являющегося необходимым для целей обороны.
Рис.14 «Модульно гелиевый реактор»
8)Тяжеловодными газоохлаждаемыми;
Тяжеловодный ядерный реактор -ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду.
Рис.15 «тяжеловодный газоохлаждаемый реактор»
Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такиереакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), чтопозволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать«лишние» нейтроны для наработки изотопов.
9)Тяжеловодными водоохлаждаемыми;
Водоохлаждаемый ядерный реактор содержит активную зону со сферическим ядерным топливом с защитным покрытием и легководным замедлителем-теплоносителем, окруженную отражателем и размещенную в корпусе давления. В каждой элементарной ячейке активной зоны обогащение ядерного топлива составляет 5 - 25%, а его объемная доля составляет от 0,015 - 0,76. Объемная доля воды в ячейке составляет 0,1 - 0,25, а оставшийся объем заполнен вытеснителем, выполненным из материала с микросечением поглощения тепловых нейтронов меньше, чем у легководного замедлителя.
Рис.16 «Тяжеловодный водоохлаждаемый реактор»