Atomreaktor

Prinsipp

Det underliggende prinsippet for både atomvåpen og atomreaktorer er kjernespaltning. Enkelte tunge radioaktive grunnstoffer har isotoper der atomkjernen kan brytes ned ved at den deler seg og gir opphav til to nye atomer (spaltningsprodukter), i tillegg til noen nøytroner (som regel 2-3) med høy energi. Dette skjer svært sjeldent spontant, men for uranisotopene ²³³U, ²³⁵U og plutoniumisotopen ²³⁹Pu vil bestråling av atomkjernene med nøytroner med nokså lav energi få en relativt stor andel av de bestrålte atomkjernene til å spaltes. Kjernespaltningen frigjør store mengder energi som omdannes til varmeenergi, og det er denne energien som brukes i et atomkraftverk. Ved å utforme brenselselementer og reaktor på en slik måte at de høyenergetiske nøytronene som dannes ved kjernespaltningen får redusert sin energi kan man oppnå en kjedereaksjon. For å redusere energien til nøytronene bruker man moderatorer. Stoffer med lav atomvekt, f.eks. vann, tungtvann og grafitt er gode og mye brukte moderatorer. Det finnes også reaktorer der høyenergetiske nøytroner blir brukt.
For at en kjedereaksjon skal komme i stand må hver kjernespaltning gi opphav til minst det antallet nøytroner som er nødvendig for å skape en ny kjernespaltning. Dersom det produseres flere nøytroner enn dette, kan kjedereaksjonen løpe løpsk, noe som kan føre til en kjernefysisk nedsmelting, eller i verste fall en kjernefysisk eksplosjon. For å kontrollere kjedereaksjonen, kan overskuddet av nøytroner fanges opp av regulerbare reaktorkomponenter, kontrollstaver, som kan føres inn og ut av reaktorkjernen og dermed regulere nøytronfluksen. Kontrollstavene er laget av stoffer med god evne til å ta opp nøytroner, f.eks. kadmium.

Klassifikasjon

Atomreaktorer kan klassifiseres på bakgrunn av bl.a. konstruksjon, reaksjonstype, moderatorstoff, kjølemiddel og formål. Under følger en liste over noen reaktortyper klassifisert etter konstruksjon. I tillegg til disse finnes det bl.a. enkelte reaktorer, såkalte formeringsreaktorer, som er i stand til å produsere mer spaltbart materiale enn det som kreves for å drive dem, hovedsakelig ved at ²³⁸U, som utgjør hoveddelen av uranet omdannes til ²³⁹Pu ved at ²³⁸U tar opp et nøytron og omdannes til ²³⁹U, som i sin tur nesten umiddelbart henfaller til ²³⁹Pu ved dobbelt betahenfall. Det finnes også reaktorer som bruker flytende metall, f.eks. natrium og flytende salter som kjølemiddel. Disse drives ved en langt høyere temperatur enn alminnelige reaktorer.

Trykkvannsreaktor

Trykkvannsreaktor (PWR – Pressurized Water Reactor) utgjør et flertall av alle vestlige kjernekraftverk og er én av to typer lettvannsreaktorer (LWR), den andre typen er kokevannsreaktor (BWR). I en trykkvannsreaktor blir den primære kjølevæsken (overopphetet vann) pumpet under høyt trykk til reaktorkjernen, og det oppvarmede vannet overfører termisk energi til en dampgenerator. I motsetning til kokevannsreaktor, hindrer trykket i den primære kjølevæskesløyfen vannet i å koke i reaktoren (Leidenfrost-effekt). Trykkvannsreaktorer ble opprinnelig laget for å betjene atomubåter med elektrisitet og ble brukt i den opprinnelige utformingen av det første kommersielle kjernekraftverket ved Shippingport. Reaktoren tilhører kategorien generasjon II reaktor. VVER er det russiske begrepet for den russisk-designede trykkvannsreaktoren.
Kjernefysisk brensel i reaktorbeholderen blir aktivert i en fisjonskjedereaksjon, som produserer varme, og varmer vannet i den primære kjølevæskesløyfen ved varmeledning gjennom drivstoffkappen. Den varme primære kjølevæsken pumpes til en varmeveksler, kalt dampgenerator, der varmen overføres gjennom et sett med rør til en sekundær kjølevæske under lavere trykk, som fordamper til trykksatt damp. Overføringen av varme gjøres uten å blande to væsker, som er ønskelig fordi den primære kjølevæsken kan bli radioaktiv.

Kokvannsreaktor

Kokvannsreaktoren (BWR – Boiling Water Reactor) har også svært stor utbredelse på verdensbasis. Også denne reaktoren blir både kjølt og moderert av lettvann. Slik navnet kan tyde på, utgjøre kjølemiddelet her av vann som koker. Dampen ledes til turbinene før den kondenserer og ledes tilbake til reaktortanken.

RBMK-reaktor

RBMK er en forkortelse for russisk Reaktor Bolschoj Moshnosti Kanalnij (Russisk: Реактор Большой Мощности Канальный) som betyr  «reaktor med høy effekt av kanaltype», og beskriver en klasse for grafittmoderert kjernekraftreaktor, som ble bygget i Sovjetunionen, for bruk i kjernekraftverk til å produsere kjernekraft fra atombrensel. Denne reaktortypen stod i Tsjernobyl kjernekraftverk da ulykken oppstod 26. april 1986, og per 2009, finnes det minst 12 stykker av denne typen som er i drift i Russland og Litauen. Det finnes imidlertid ingen planer om å bygge nye reaktorer av denne typen. RBMKs teknologi ble utviklet på 1950-tallet, og denne teknologien anses i dag som utdatert. I tillegg er der et internasjonalt press for å få stengt ned de gjenværende reaktorene av denne typen. RBMK var en kulminasjon av det sovjetiske programmet for å produsere vannkjølte kraftreaktorer basert på deres grafittmodererte plutoniumproduksjon fra militære reaktorer. Den første av disse, AM-1 («Атом Мирный», russisk for «Atom Mirny», «fredelig  atom»)  produserte 5 MW med elektrisitet (30 MW termisk) og leverte kraft til Obninsk fra 1954 til 1959. 
Ved å bruke lettvann for kjøling og grafitt som moderator, er det mulig å bruke naturlig uran som brensel. Derfor kan en stor strømreaktor bygges uten at det kreves deling av isotoper, som anriket uran eller tungtvann. Reaktoren er konstruert slik at bytte av brensel kan skje mens reaktoren er aktiv. Dette gjør reaktoren til et attraktivt alternativ for fattige land som vil produsere atomvåpen, ettersom utvinning av plutonium fra reaktoren kan skje løpende, slik at det ikke er nødvendig med et stort antall reaktorer. 
Reaktoren er bygget i 3 størrelser, hvor den største finnes ved Ignalina kjernekraftverk i Litauen. Disse ble vurdert til 1 500 MW hver. Den minste er i Obninsk utenfor Moskva. Reaktoren er konstruert av grafittblokker og en grafittsylinder med en diameter på ca. 11,8 meter. I denne er det boret mellom 1661 og 1693 kanaler til brenselselementer. Sylinderen er ca. 7 meter høy og omgitt av en tynn stålbeholder til å sikre mot utsiving av luft fra reaktorkjernen. I alle kanalene er det trykkrør med hvert brenselselement bestående av to ledd i forlengelse, hver med 18 brenselsstaver. Brenselstavene består av metallrør som fylles med pellets av uran i keramisk form. Brensel er uran anriket til 2% ²³⁵U. En reaktor som ligner på RBMK er den kanadiske CANDU-reaktoren.

VVER-reaktoren

Reaktor på høytrykksvann og finnes i tre generasjoner. Russlands første 440/230 ble utviklet på 60-tallet og er av internasjonale eksperter regnet som den farligste reaktortypen i drift. Neste generasjon 440/213 ble satt i drift tidlig på 80-tallet, og den siste generasjonen 1000 ble utviklet på slutten av 80-tallet. Ingen av reaktorene møter vestlige sikkerhetsstandarder. De to første reaktorene hadde ingen spesielle former for sikkerhet og ble levert med dårlig kjølesystem.
Dette er en Russisk type reaktor som ligner trykkvannsreaktorer.

CANDU-reaktor

CANDU-reaktoren er en canadisk-oppfunnet, trykk tungtvannsreaktor, utviklet sent på 1950- og 1960-tallet etter et samarbeid mellom Atomic Energy of Canada Limited (AECL), Hydro-Electric Power Commission of Ontario (omdøpt Ontario Hydro i 1974, og siden 1999 kjent som Ontario Power Generation), Canadian General Electric (nå kjent som GE Canada), samt flere private næringslivsdeltakere. Forkortelsen «CANDU», et registrert varemerke for Atomic Energy of Canada Limited, står for «Canada Deuterium Uranium». Dette er en referanse til sin dideuteriumoksid (tungtvann) moderator og bruken av uran som brensel (opprinnelig, naturlig uran). Alle nåværende kraftreaktorer i Canada er av typen CANDU.
Fisjonsreaksjoner i reaktorkjernen varmer opp en væske, i dette tilfellet tungtvann. Denne kjølevæsken holdes under høyt trykk for å heve kokepunktet og unngå betydelige dampdannelse i kjernen. Det varme tungtvannet generert i denne primære kjøleloopen går inn i en varmeveksler, og varmer lettvann i sekundære kjølelooper med mindre trykk. Dette vannet blir til damp og driver en tradisjonell turbin med en elektrisk generator knyttet til den. Eventuelle overskytende varmeenergi i dampen, etter at den har strømmet gjennom turbinen, blir sluppet ut i  naturen på en rekke måter, mest typisk i en stor mengde kaldt vann, for eksempel en innsjø, elv eller hav. Varmeenergien kan også fjernes ved at man benytter et kjøletårn, men de unngås når det er mulig fordi de reduserer anleggets effektivitet.
En CANDU-drivstofforsamling består av en rekke rør som inneholder keramiske pelleter med drivstoff, sammensatt i en sylinder som passer innenfor drivstoffkanalen i reaktoren. I eldre design hadde forsamlingen 28 eller 37 drivstoffrør, hver med en lengde på en halv meter, med 12 slike forsamlinger liggende ende til ende i en drivstoffkanal. Den relativt nye CANFLEX har 43 rør, med to størrelser på pelletene. Det er ca. 10 cm i diameter, 0,5 m lang og veier ca. 20 kg, og erstatter bunten med 37 rør. Den er designet spesielt for å øke drivstoffytelsen ved å utnytte to forskjellige pelletdiameter. 
En rekke lettvannsavdelinger kalt flytende sonekontrollører, hjelper til med å kontrollere hastighet på fisjonen. De flytende sonekontrollørene absorberer overflødige nøytroner og reduserer hastigheten i fisjonsreaksjonen, i sine regioner av reaktorkjernen. CANDU-reaktorer har installert to uavhengige, hurtigvirkende systemer for nedstenging. Utkoblingsstaver penetrer reaktorkjernen vertikalt og lavere inn i kjernen i tilfelle en feil i sikkerhetssystemet. Et sekundært sikkerhetssystem innebærer innsprøyting av en gadolinium-nitratløsning under høyt trykk,  direkte til lavtrykks-moderator.

Atomreaktorer i Norge

I Norge er det to forskningsreaktorer som eies av Institutt for energiteknikk: en på Kjeller og en i Halden. Haldenreaktoren ble stengt i 2018, og reaktoren på Kjeller ble stengt året etter.