Klasifikacija reaktora može se napraviti prema:

• energiji neutrona koji izazivaju fisije,
  • brzi reaktori
  • termički reaktori
• materijalu moderatora,
• materijalu rashladnog sredstva,
• prema razvojnim kategorijama,
• upotrebi,
• fazi goriva.

Termički i brzi reaktori

Reaktori u kojima fisije izazivaju uglavnom neutroni u termičkom području (E_n ≤ 0,625 eV) nazivaju se termički reaktori. Termički reaktori koriste moderator za usporenje neutrona. Reaktori bez moderatora, gdje fisiju izazivaju neutroni energija između nekoliko MeV-a do ispod keV-a nazivaju se brzi reaktori. Rashladno sredstvo tih reaktora je tekući metal.

Homogeni i heterogeni reaktori

Današnji reaktori su heterogeni reaktori, odnosno gorivo, moderator i rashladno sredstvo fizički su odvojeni. Ako je gorivo pomiješano s moderatorom i rashladnim sredstvom tada je reaktor homogen. Pedesetih su godina prošlog stoljeća u okviru projekta termičkog oplodnog reaktora u ORNL-u (Oak Ridge National Laboratory) napravljena dva prototipa homogenog reaktora: HRE-1 i HRE-2. HRE-2 reaktor je koristio visokoobogaćeni ²³⁵U u formi UO₂SO₄ pomiješan s teškom vodom. Projekt je obustavljen, a u razmatranje je uzet termički oplodni reaktor s tekućim solima (molten-salt reaktor). Za razliku od prethodna dva homogena reaktora model s uranom pomiješanim s tekućim bizmutom nije zaživio niti kao testno postrojenje. Iako danas nema homogenog reaktora koji se koristi u proizvodnji električne energije, ideja elektrane s homogenim reaktorom s tekućim solima prisutna je unutar razvoja četvrte generacije nuklearnih reaktora (Generation IV).

Glavne komponente jezgre nuklearnog reaktora su gorivo, moderator, rashladno sredstvo te apsorpcijski materijali. Glavna razlika pojedinih tipova reaktora ovisi o izboru materijala tih komponenata.

Gorivo

Od elemenata koji se nalaze u prirodi, a koriste se u nuklearnoj energetici kao gorivo su uran (²³³U, ²³⁵U, ²³⁸U) i torij (²³²Th). ²³⁸U i ²³² Th nisu fisibilni termičkim neutronima već se koriste kao oplodni materijali. Uhvatom neutrona iz ²³⁸U nastaje najprije ²³⁹U koji raspadom prelazi u ²³⁹Np, a njegovim, također ß- raspadom, nastaje fisibilni ²³⁹Pu. Slično je s ²³²Th, također nefisibilnim izotopom, koji se nakon uhvata neutrona i dva ß- raspada pretvara u fisibilni ²³³U. Fisibilni izotopi ²³⁹Pu i ²⁴¹Pu ne nalaze se u prirodi zbog relativno kratkog vremena poluraspada. ²³⁵U je jedini fisibilni izotop koji se u prirodi može naći u dovoljnim količinama. U konvencionalnim reaktorima gorivo se pretežno nalazi u formi oksida (UO₂) s tim da je težinski udio ²³⁵U različit (različito obogaćenje). Geometrija goriva također se može razlikovati; najčešće su to tablete promjera do 1 cm, a neki reaktori koriste gorivo u obliku kugle omotane grafitom (moderatorom).

Moderator

Moderatori se koriste u termičkim reaktorima, a služe za usporavanje neutrona. S obzirom da neutron najviše energije gubi prilikom sudara s lakim jezgrama izbor materijala i nije previše velik. Materijal mora imati veliku sposobnost moderacije, ne smije imati velik udarni presjek za apsorpciju neutrona, mora biti jeftin, ne smije biti toksičan. Najčešće se koriste voda, teška voda i grafit. Od navedenih materijala obična voda ima najveću sposobnost usporavanja neutrona, ali po kvaliteti moderacije najbolji je izbor teška voda zbog bitno manjeg udarnog presjeka za apsorpciju neutrona što omogućava čak i upotrebu prirodnog urana za nuklearno gorivo. Najveći nedostatak teške vode je visoka cijena proizvodnje. Prema materijalu moderatora reaktori se dijele na:

• grafitom moderirani reaktori,
• vodom moderirani reaktori,
• teškom vodom moderirani reaktori,
• lakim elementima moderirani reaktori,
• organskim materijalima moderirani reaktori.

Rashladno sredstvo

Rashladno sredstvo u elektranama služi za prijenos energije od goriva do turbine, bilo direktno ili posredno. Rashladno sredstvo može biti tekućina ili plin. U termičkim reaktorima najčešće se upotrebljavaju voda, teška voda, ugljični dioksid i helij, dok se u brzim reaktorima koriste tekući metali (na primjer tekući natrij u Phoenix reaktoru). Uvede li se podjela reaktora prema korištenom rashladnom sredstvu reaktori se dijele na plinom hlađene reaktore ( GCR – Gas Cooled Reactor), lakovodne reaktore ( LWR – Light Water Reactor) i teškovodne reaktore (HWR – Heavy Water Reactor). U lakovodnim reaktorima rashladno sredstvo je ujedno i moderator što je moguće i u HWR-u, ali je skupo, a u GCR-u nemoguće jer plin ima premalu gustoću pa se zbog toga za moderaciju koristi grafit.

Rashladno sredstvo mogu biti rastaljene soli te tekući metali – olovo, natrij i legura olovo-bizmut.

Zaključno, prema rashladnom sredstvu reaktori se dijele na:

• vodom hlađene reaktore;
  • reaktori s vodom pod tlakom ( PWR – Pressurized Water Reactor i VVER – ruska verzija PWR-a),
  • reaktori s ključajućom vodom (BWR),
  • reaktor hlađen i moderiran teškom vodom (HWR – Heavy Water Reactor),
• tekućim metalom hlađene reaktore;
  • natrijem hlađeni reaktor,
  • olovom hlađeni reaktor,
  • olovo-bizmut hlađeni reaktor,
• plinom hlađene reaktore;
• reaktore s rastaljenim solima.

Dva podtipa LWR-a su PWR (Pressurized Water Reactor – reaktor s vodom pod tlakom) i BWR (Boiling Water Reactor – reaktor s kipućom vodom). U PWR reaktoru rashladno se sredstvo, koje je istovremeno i moderator, nalazi se pod visokim tlakom od približno 155 bar što omogućava njegovu visoku radnu temperaturu bez promjene faze. Rashladno sredstvo iz reaktora prolazi kroz parogenerator predajući toplinu vodi sekundarnog kruga koja zbog nižeg tlaka u sekundarnom krugu isparava. Para odlazi u turbinu, a ohlađena voda primarnog kruga natrag u reaktor. Današnji PWR-i imaju od dva do četiri rashladna kruga s pripadajućim parogeneratorima, ali ruska verzija (VVER-440) ih ima čak šest.

PWR reaktor

U BWR-u rashladno se sredstvo nalazi na nižem tlaku (70 bar) što omogućava ključanje vode unutar reaktorske posude tako da para, nakon prolaska kroz separatore vlage i sušionike pare, direktno odlazi u turbinu. S obzirom da para nastaje u reaktoru, sekundarni krug i parogeneratori nisu potrebni što je pozitivno sa sigurnosnih aspekata. Nadalje, ako u BWR-u prestanu raditi cirkulacijske pumpe tada se zbog povećanog udjela pare unutar posude povećava prirodna cirkulacija i dovoljna je za odvod ostatne topline. Uz to povećanje snage reaktora povećava udio pare, što smanjuje moderaciju, a to za posljedicu ima smanjenje snage – reaktor ima samoregulacijsko svojstvo. Protok rashladne tekućine kroz BWR jezgru niži je nego kod PWR-a zbog visoke topline isparavanja vode. Približno 15% vode ispari prilikom prolaska kroz jezgru. Uz to nejednolika aksijalna raspodjela gustoće moderatora uzrokuje aksijalnu ovisnost snage (snaga je veća u donjem dijelu jezgre) te je nužna regulacija rada kontrolnim štapovima. Kontrolni štapovi ulaze u jezgru s donje strane, za razliku od PWR gdje se nalaze iznad jezgre reaktora. Loša osobina je i da slabo radioaktivna para kontaminira turbinu. Niži radni tlak zahtijeva manju debljinu stijenke reaktorske posude, ali je sama posuda većih dimenzija, odnosno mase.

Osim što se teška voda odvojeno koristi za moderaciju i rashladno sredstvo, a prirodni uran (ili malo obogaćeni uran) kao gorivo, specifičnost teškovodnog reaktora (HWR) kanadske proizvodnje je i upotreba horizontalno postavljene reaktorske posude – kalandrije. 12 gorivnih elemenata, svaki duljine 0,5 m položeni su u unutrašnjost tlačne cijevi u kojoj se nalazi rashladno sredstvo pod tlakom 11 bar. Svaka tlačna cijev koaksijalno je postavljena unutar jedne od ukupno 380 cijevi kalandrije nešto većeg polumjera. Moderator (teška voda) temperature 330 K nalazi se oko cijevi kalandrije na tlaku malo većem od atmosferskog. Zamjena goriva obavlja se tokom rada reaktora posebnim strojevima. Rashladni krug izvan kolektora kalandrije isti je kao u PWR-u. Teška voda temperature oko 580 K prolazi kroz U-cijevi parogeneratora i nakon što preda toplinu običnoj vodi sekundarne strane parogeneratora vraća se natrag u reaktor. Specifičnost kanadskog teškovodnog reaktora CANDU je kontinuirana izmjena goriva, što znači da se izmjena goriva obavlja tokom normalnog rada reaktora.

	gorivni element kalandrija kontrolni štapovi tlačnik parogenerator pumpa napojne vode parogeneratora glavna cirkulacijska pumpa stroj za ozmjenu goriva moderator tlačna cijev glavni parovod napojna voda parogeneratora kontejnment
CANDU reaktor

Plinom hlađeni reaktori kao moderator koriste grafit, a rashladno im je sredstvo ili CO2 ili helij. Razvijali su se u tri etape:

1. Reaktori s oblogom goriva od magnezija i prirodnim metalnim uranom (Magnox reaktori),
2. reaktori s oblogom od nehrđajućeg čelika i nisko obogaćenim uranom (AGR – Advanced Gas Reactors),
3. visokotemperaturni reaktori hlađeni helijem (HTGR – High Temperature Gas Reactors).

Podjela reaktora može se napraviti i prema razvojnim kategorijama odnosno generacijama. Reaktori I generacije razvijani su do 1960. godine i danas, osim u Velikoj Britaniji, nisu više u pogonu. Današnji komercijalni reaktori velikom većinom pripadaju II generaciji reaktora. Reaktori III generacije nastali su evolutivnim dizajnom na osnovi prethodne generacije. Dizajn je standardiziran za svaki od tipova koji će biti licenciran što u konačnici znači manje kapitalne troškove i kraće vrijeme izgradnje. Dizajn je pojednostavljen pa je lakše upravljanje i manja je osjetljivost na kvarove. Radni je vijek produžen na 60 godina uz povećanu raspoloživost postrojenja, smanjena je vjerojatnost taljenja jezgre, povećana je otpornost na ozbiljna oštećenja uzrokovana čak i udarom aviona. Upotreba novih sagorivih apsorbera produžava duljinu ciklusa, a visoki odgor goriva reducira potrebe za gorivom i količinu otpada. Ipak, najveći odmak od prethodne generacije je ugradnja pasivnih sistema čije se djelovanje oslanja na gravitaciju, prirodnu konvekciju i uskladištenu energiju, a ne na komponente ovisne o vanjskim naponskim izvorima. Električna je energija potrebna za signalizaciju i upravljanje magnetskim ventilima, a dobiva se iz akumulatora. Različiti reaktori III i III+ generacije u završnoj su fazi dizajna, a u pogonu su 4 ABWR-a (Advanced Boiling Water Reactor – napredni reaktor s kipućom vodom) te tri u izgradnji. Reaktori, koji su u fazi licenciranja s jasno ciljanom godinom završetka, ili su već licencirani, a pripadaju Generaciji III su:

• EPR, (European Pressurized Reactor) - Areva,
• APWR, (Advanced Pressurized Water Reactor) - Mitsubishi i Westinghouse,
• AP1000, (Advanced Passive) - Westinghouse,
• IRIS, (International Reactor Inovative and Secure) - Westinghouse,
• VVER-1200/V-491 - Rosatom (Rusija),
• APR-1400, (Advanced Pressurized Water Reactor) - Dosam (južna Koreja),
• ESBWR, (Economic Simplified Boiling Water Reactor) - GE i Hitachi,
• ABWR - GE, Toshiba i Hitachi,
• ACR-1000, (Advanced CANDU Reactor) - AECL.

Istoj generaciji pripadaju i dva reaktora koja su dobila konačnu dozvolu NRC-a (Nuclear Regulatory Comission): AP600 i System 80+. Iako niti jedan od njih nije niti u fazi izgradnje, ta dva reaktora poslužila su za razvoj reaktora III+ generacije: AP1000 i APR-1400.

EPR

EPR (European Pressurized Reactor, 1600 – 1660 MWe) jedini je reaktor III+ generacije čija je izgradnja već počela u Europi. Za sada su dva takva reaktora u izgradnji: Flamanville 3 u Francuskoj i Olkiluoto u Finskoj. Predviđa se da će oba reaktora biti puštena u pogon do kraja 2012. godine, iako je gradnja finskog reaktora trebala završiti 2009. godine. Cijene ova dva postrojenja su između 3,3 i 3,7 milijardi eura, a predviđeno trajanje izgradnje 54 mjeseca. Planira se gradnja 16 EPR-a, od toga 7 u SAD-u. Reaktor je nastao na osnovi francuskog N4 i njemačkog KONVOI tipa PWR-a. Gorivni elementi, ukupno 241, su kvadratičnog presjeka u matrici 17×17, a duljina im je 420 cm. Predviđa se rad u u 18 ili 24-mjesečnom ciklusu. Zbog kompenzacije viška reaktivnosti na početku ciklusa moderatoru se dodaje borna kiselina, a gadolinij (Gd₂O₃) se koristi kao sagorivi apsorber. Gorivo je do 5% obogaćeni ²³⁵U, s opcijom korištenja MOX goriva. Predviđeni srednji otpusni odgor je 60 GWd/tU. Kontrolni su štapovi napravljeni od dva različita materijala: legure srebra, indija i kadmija (donji dio štapa; 1,50 m dužine) i BC (gornji dio štapa; 2,61 m dužine). Ukupan broj elemenata koji sadrže kontrolne štapova je 89. EPR ima čelični reflektor koji osim što smanjuje bijeg neutrona iz jezgre dodatno štiti reaktorsku posudu od neutronskog toka. Reaktor ima 4 rashladna kruga; 4 cirkulacijske pumpe i 4 parogeneratora svaki mase 500 t nalaze se u svakom rashladnom krugui. Predviđeni radni vijek je 60 godina. Iz naprijed navedenog vidi se da je dizajn EPR-a evolutivan.

Navedene su neke od prednosti i poboljšanja EPR-a u usporedbi s današnjim PWR-ima:

• povećana redundancija i odvojenost sistema (4 neovisna sistema za zaštitno hlađenje jezgre – svaki od njih može sam hladiti jezgru nakon obustave reaktora što znači da je redundancija u ovom slučaju 300%),
• smanjena vjerojatnost oštećenja jezgre (6•10^-7 po reaktoru po godini),
• smanjena vjerojatnost ispuštanja i posljedica ispuštanja (manja vjerojatnost početnih nezgoda)
• smanjenje vjerojatnosti i posljedica teških kvarova (povećana robusnost kontejnmenta u slučaju topljenja jezgre i narušavanja integriteta reaktorske posude),
• zaštita kritičnih sistema od vanjskih događaja (postavljanje dvostrukog betonskog zida ukupne debljine 2,6 m sposobnog izdržati nadtlak u slučaju nezgode ili udara aviona),
• produženo vrijeme za reakciju operatera u slučajevima kvarova ili prijelaznih pojava zbog većih parogeneratora i tlačnika
• manja osjetljivost na ljudske pogreške ostvarena je korištenjem digitaliziranog sistema instrumentacije i kontrole te korištenjem najnovijih informacijskih sistema,
• pojednostavljenje sigurnosnih sistema i funkcionalna odvojenost,
• eliminacija pogrešaka u zajedničkom načinu rada fizičkom odvojenošću te upotreba različite podrške za pojedinu sigurnosnu funkciju.

APWR

APWR je napredni reaktror koji na bazi japanskih PWR-a zajednički razvijaju Mitsubishi Heavy Industries i Westinghouse. Reaktor, s četiri rashladna kruga, ovisno o tržištu kome je namijenjen, snage je 1538 MWe ili 1700 MWe. Za sada se predviđa izgradnja četiri APWR-a; po dva u Japanu i SAD-u.

AP1000

AP1000 (Advanced Passive) Westinghouseov je napredni PWR reaktor III+ generacije snage 1117 MWe – 1154 MWe. Do danas su sklopljeni ugovori za gradnju 4 (od planiranih 14) AP1000 reaktora u SAD-u, te još 4 u Kini. Dizajn ovog reaktora nastavak je dizajna AP600 reaktora koji je u SAD-u licenciran još 1999. Karakteristike dizajna AP1000 reaktora su:

• značajno pojednostavljenje s manje komponenata,
• povećan nivo sigurnosti upotrebom pasivnih sistema bez potpore izmjenične naponske mreže,
• upotreba modularne konstrukcije rezultira skraćenim vremenom izgradnje,
• reducirani troškovi pogona i održavanja,
• niži kapitalni troškovi postrojenja rezultiraju nižim troškovima proizvodnje električne energije,
• pouzdan i siguran rad uslijed dizajnom ugrađenih sigurnosnih granica (npr. niža gustoća snage na kojoj reaktor radi, veći tlačnik).

Gore navedene karakteristike nisu potpuno neovisne jedna o drugoj. Pojednostavljenje vodi na upotrebu pasivnih sigurnosnih sistema umjesto tradicionalnih aktivnih sistema koji su izbačeni (aktivni sistem za zaštitno hlađenje jezgre, sistem za odvođenje ostatne topline, sistem za tuširanje kontejnmenta) čime je prestala potreba za pomoćnim sistemima potrebnim za njihovu funkcionalnost. S tim je eliminirano i obavezno osiguranje napajanja pomoćnih sistema iz izmjenične naponske mreže, osiguravanja rashladne vode, grijanje ventilacija i klimatizacija. Izostankom aktivnih sistema prestaje potreba i za njihovom redundancijom koja je potrebna zbog zahtjevane visoke pouzdanosti tih sistema. Pasivni sistemi, za razliku od aktivnih, nalaze se uglavnom unutar zaštitne zgrade. Pasivni sustav za hlađenje kontejnmenta oslanja se na gravitacijom uzrokovano pražnjenje bazena smještenog iznad kontejnmenta, zračno hlađenje prirodnom konvekcijom, gdje se uz pomoć posebno oblikovanih vodilica stvara jako strujanje uz posudu, te isparavanje vode. Sistemi su projektirani tako da ne zahtjevaju intervenciju operatera unutar 72 sata. Pojednostavljenje u primarnom krugu vidljivo je iz izvedbe parogeneratora; dvije pumpe i jedan parogenerator čine jednu mehaničku cjelinu (AP1000 ima ukupno dva rashladna kruga). Time je izostavljen cjevovod između parogeneratora i pumpe te zasebna potporna konstrukcija pumpi. Pumpe su zatvorene izvedbe što pridonosi sigurnosti pogona jer ne može doći do istjecanja hladioca uz osovinu niti postoji mogućnost curenja iz primarnog kruga zbog degradacije brtvi na osovini. Upotrebom tzv. „sivih“ kontrolnih štapova u normalnom pogonu smanjuje se potreba za boriranjem/deboriranjem jezgre što olakšava rad i pojednostavljuje sistem volumne i kemijske kontrole. Ukratko, AP1000 u odnosu na klasični PWR ima 50% manje sigurnosnih ventila, 35% manje sigurnosnih pumpi, 80% manje cijevi. Međutim, sigurnost nije narušena; frekvencija oštećenja jezgre iznosi 5•10^-7 po reaktoru po godini, što je za dva reda veličine manje od sadašnjih reaktora, odnosno 200 puta manje od zahtjeva NRC-a. (Nuclear Regulatory Commission)

IRIS

Potpuno drugačiji pristup od EPR-a vidljiv je u projektu IRIS (International Reactor Innovative and Secure) PWR reaktora III+ generacije. Projekt je započeo prije 10 godina pod vodstvom Westinghousea, a u njemu uz dvadeset instituta i sveučilišta iz svijeta sudjeluje i FER Zagreb. Reaktor je snage 335 MWe, a predviđa se izgradnja jednog ili više modula. Glavne osobine IRIS-a su:

• integralni raspored komponenata primarnog kruga,
• 48-mjesečni radni ciklus,
• čelični reflektor,
• tzv. „Safety–by–Design“ način projektiranja – projektom se isključuje vjerojatnost pojave neke nezgode.

Iako je reaktor manje snage, reaktorska posuda visoka je 21,3 m, a njen je promjer 6,2 m. Međutim, osim jezgre reaktora i kontrolnih štapova s pogonskim mehanizmom unutar reaktorske posude nalaze se parogeneratori, cirkulacijske pumpe i tlačnik. Ukupna veličina postrojenja zbog toga je smanjena što pozitivno djeluje na sigurnost i ekonomičnost. Prednost integralnog reaktora je u eliminaciji primarnih cjevovoda čime nestaje opasnost od posljedica njihovog loma, a olakšano je i hlađenje jezgre prirodnom cirkulacijom. Jezgra IRIS reaktora nešto je duža od standardne PWR jezgre, a sastoji se od 89 gorivnih elemenata. Svaki gorivni element je standardni Westinghouseova gorivni element kvadratičnog presjeka (matrica 17×17) s tim da napravljene studije za različite odnose moderator/gorivo i različita obogaćenja pokazuju da je moguć odgor od 80 GWd/tU. Postizanje takvog odgora i korištenje većeg obogaćenja za sada nisu dozvoljeni no ostaju kao opcija za budućnost. Za sada predviđeni odgor i obogaćenje ostaju u granicama propisanim od strane NRC-a bez obzira upotrebljava li se standardno ili MOX gorivo. Osim čeličnog reflektora koji poboljšava ekonomiku neutrona, još jedna specifičnost je razmatranje korištenja samo erbija kao sagorivog apsorbera, ili erbija u kombinaciji s IFBA. Time bi se smanjila kritična koncentracija borne kiseline što unaprijeđuje inherentno svojstvo kontrole reaktivnosti.
Parogeneratori IRIS reaktora helikoidalnog su tipa. Svaki reaktor ima ukupno 8 helikoidalnih parogeneratora sa 656 cijevi. Ovdje je primarno rashladno sredstvo izvan cijevi, a sekundarno unutar cijevi. Pumpe, koje su potopljene u primarni hladioc unutar reaktorske posude, također su različite nego kod klasičnog PWR-a; propelerskog su tipa, a prednost je što mogu raditi na temperaturama do 500 °C, imaju velik protok, te mali porast tlaka. Tlačnik se nalazi na vrhu posude, ispod gornje kape reaktora. Volumen tlačnika je 71 m³, od čega na parni dio otpada 49 m³. Kontejnment je izrađen od čelika, sferičnog je oblika promjera 25 m i dopušta relativno visok tlak od 1,3 MPa. Usporedbe radi, 600 MWe PWR elektrana ima kontejnment cilindičnog oblika promjera 40 m i visine 58 m.

„Safety–by–Design“ načinom projektiranja fizički su uklonjene mogućnosti za nastanak niza nezgoda te tako otpada potreba za sigurnosnim sustavima koji sprječavaju posljedice tih nezgoda. Vjerojatnost pojave ostalih akcidentnih situacija umanjena je, a smanjene su i posljedice vjerojatnih akcidentalnih scenarija. Primarni rashladni krug unutar reaktorske posude eliminira mogućnost pojave puknuća glavnog cjevovoda i posljedice tog najtežeg kvara PWR-a. Veličina posude i veća količina vode u njoj uzrokuje veći vremenski interval potreban za grijanje ili hlađenje rashladnog sredstva kao posljedice nezgode. Visinska razlika između jezgre i parogeneratora omogućava prirodnu cirkulaciju u slučaju ispada cirkulacijskih pumpi, a velik broj parogeneratora i pumpi predstavlja visoku redundanciju i umanjuje posljedice ispada bilo koje od tih komponenata.

Eliminiranjem mogućnosti pojave nekih kvarova omogućeno je pojednostavljenje sigurnosnih sistema i s time cjelokupan dizajn IRIS-a što u konačnici daje povećanu sigurnost, ekonomičnost i pouzdanost.

Naravno, sve akcidente nije moguće spriječiti, ali se njihove posljedice nastoje smanjiti inherentnim svojstvima reaktora i upotrebom pasivnih sustava. Pod pojmom „pasivni sustav“ smatra se osiguranje zaštitnih barijera koje ne ovise o električkm pokretanim komponentama nego o djelovanju uvijek prisutnih sila (gravitacija), uskladištenoj energiji (komprimirani plin, akumulatorske baterije) i pasivnih mehaničkih komponenata (nepovratni ventili). Treba napomenuti da od svih naprednih reaktora IRIS ima najmanju učestalost oštećenja jezgre koja iznosi 2•10^-8 po reaktoru po godini.

ESBWR

ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) predstavlja evolutivni dizajn u odnosu na ABWR. Pojednostavljeni dizajn omogućava povećanje sigurnosti, izvrsnu ekonomiku, povećanu raspoloživost. Broj pumpi, ventila i motora smanjen je za četvrtinu u odnsu na ABWR, 11 sistema eliminirano je u odnosu na prethodni dizajn, a ostatna toplina može se odvoditi direktno u atmosferu. Pasivni sistemi hlađenja kontejnmenta reduciraju broj aktivnih komponenti što doprinosi povećanju sigurnosti. Od ostalih pasivnih sustava i komponenata ESBWR-a ističu se izolacijski kondenzatori i pasivni sustav za zaštitno hlađenje jezgre. Planirano vrijeme izgradnje je 42 mjeseca za elektranu snage 1590 MWe čemu doprinosi i upotreba standardiziranih modula. Elektrana s ovim tipom reaktora koristi sve provjerene karakteristike BWR-a (npr. upotreba izolacijskih kondenzatora). Ipak, glavna razlika u odnosu na prethodnike je u upotrebi pasivnih pasivnih sistema za zaštitu reaktora i izostanak recirkulacijskih pumpi jer se protok fluida kroz jezgru obavlja prirodnom cirkulacijom. Povećanje prirodne cirkulacije zahtijeva višu reaktorsku posudu (27,7 m) što ima i dosta prednosti. Velika količina vode iznad jezgre produljuje vrijeme do otkrivanja jezgre u slučaju prekida dovoda napojne vode, a veliki volumen posude usporava povišenje tlaka u slučaju prekida vanjskog napajanja. Zbog većeg omjera voda/gorivo u posudi reaktor je manje osjetljiv na prijelazne pojave koje za posljedicu imaju promjenu tlaka. Prijelazne pojave vezane uz pumpe za prisilnu cirkulaciju i sigurnosne pumpe eliminirani su dizajnom što uz izostanak parogeneratora rezultira izuzetno niskom vjerojatnosti oštećenja jezgre od 3•10^-8 po reaktoru po godini.

ABWR

Napredni ključajući vodom hlađeni reaktor (Advanced Boiling Water Reactor) jedini je reaktor III generacije koji je već danas u komercijalnom pogonu i to od 1996. godine. Osim tri postrojenja u izgradnji u planu je još izgradnja devet reaktora u Japanu i dva u SAD-u. Licenciranje je obavljeno i u Tajvanu. Reaktor karakterizira poboljšana sigurnost, pouzdanost te pojednostavljeno upravljanje i održavanje. Također, smanjeni su troškovi pogona i održavanja, a trajanje izgradnje iznosi svega 39 mjeseci (doduše u Japanu).

Dizajn, iako evolutivni, značajno je promijenjen:

• reaktor koristi unutarnje pumpe – eliminiran vanjski recirkulacijski sistem što doprinosi povećanju sigurnosti,
• integrirani kontejnment i reaktorska zgrada – povećana seizmička otpornost, postignuta veća kompaktnost te lakša izgradnja,
• kompaktna reaktorska zgrada – skraćeno vrijeme izgradnje uz manji utrošak materijala,
• optimiran modularni dizajn – modularni dizajn je poboljšan i provjeren u već izgrađenim elektranama,
• usavršen kontrolni sistem – potpuno digitaliziran, omogućava pouzdano i točno nadgledanje elektrane, njenu kontrolu i detektiranje kvarova,
• unaprijeđena kemijska kontrola i integritet goriva – smanjena izloženost zračenju radnika i smanjena količina radioaktivnog otpada.

Snaga ABWR-a je od 1350 MWe do 1460 MWe. Vjerojatnost oštećenja jezgre za izgrađene ABWR reaktore iznosi 2•10-7 po reaktoru po godini.

Nakon inicijative američke vlade (Department of Energy) za razvoj novih reaktora IV generacije, osnovan je Generation IV International Forum koji je definirao ciljeve tehnološkog razvoja novih reaktora:

• elektrane moraju udovoljiti zahtjevima održivog razvoja uz zanemariv utjecaj na okoliš,
• proliferacija nuklearnog materijala praktično mora biti onemogućena na tehnološkom nivou,
• stvaranje nuklearnog otpada mora se minimizirati uz znatno smanjenje dugotrajnih utjecaja na okoliš,
• izvrsnost u sigurnosti i pouzdanosti,
• zanemariva mogućnost oštećenja jezgre,
• eleminirati potrebu za planiranjem zaštitnih akcija izvan kruga postrojenja,
• ostvariti ekonomsku predanost cjelokupnog gorivnog ciklusa u odnosu na ostale tehnologije,
• financijski rizik izjednačiti s ostalim tehnologijama.

Prvi bi reaktori IV generacije, za koje se smatra da predstavljaju budućnost nuklearne energetike, trebali biti izgrađeni do 2030. godine. Odabir je napravljen na osnovi ekoloških, sigurnosnih i ekonomskih parametara. Tri od predloženih šest sustava pripadaju grupi brzih reaktora, dva su termička, dok je jedan epitermički. Osim za proizvodnju električne energije neki od njih mogu se koristiti i za proizvodnju vodika.

Plinom hlađeni brzi reaktor (GFR)

Tvrtka General Atomics radi na razvoju helijem hlađenog brzog reaktora snaga 600 ili 2400 MW pogodnog za proizvodnju električne energije i za termokemijsku generaciju vodika. U prvom slučaju rashladni plin direktno pokreće plinsku turbinu koristeći tzv. Braytonov ciklus. Gorivo, koje sadrži uran i plutonij, u formi je karbida ili nitrida, a predviđeni odgor je do 250 GWd/t teškog metala. Predviđa se recikliranje istrošenog goriva direktno na lokaciji elektrane, a u svrhu minimizacije produkcije dugoživućeg radioaktivnog otpada ekstrahirani aktinidi vraćali bi se u reaktor. GFR ima visok stupanj korisnog djelovanja od 48%, ulazna temperatura hladioca iznosi 490 °C, izlazna temperatura 850 °C dok gustoća snage iznosi 100 MWt/m³. Za reflektor se koristi Zr₃Si₂ dok je za štit predviđen bor B₄C. Od visokotemperaturnog plinom hlađenog reaktora (HTGR) GFR se razlikuje po odsustvu moderatora, većoj gustoći snage, većem udjelu fisibilnog materijala u jezgri.

Brzi reaktor hlađen olovom (LFR)

Rashladno sredstvo u LFR-u je tekuće olovo ili olovo-bizmut legura, a hlađenje se obavlja prirodnom konvekcijom. Gorivo je metalni uran ili u formi Pu+U nitrida s dodatkom aktinida dobivenih u postrojenjima za recikliranje. Predviđena snaga reaktora je od 50 MW do 1200 MW, radna temperatura je za sada oko 550 °C, a pretpostavka je da će razvoj novih materijala omogućiti povećanje radne temperature preko 800 °C. Koncept LFR-a uglavnom prati dizajn i tehnologiju ruskog olovom hlađenog BREST reaktora razvijenog na temelju iskustva s olovo-bizmut hlađenim reaktorima korištenima u podmornicama te dva eksperimentalna dizajna: US STAR i LSPR.

Reaktori s rastaljenim solima (MSR)

U ovom su tipu reaktora nuklearno gorivo, oplodni materijal i fisijski produkti pomiješani s hladiocem i zajedno cirkuliraju kroz kanale grafitne jezgre te kasnije kroz primarni izmjenjivač topline. Grafit omogućava djelomičnu moderaciju tako da reaktor koristi epitermički dio neutronskog spektra. Gorivo je u formi uran fluorida (UF₄, s ²³³U fisibilnim izotopom), oplodni materijal je torij (u formi ThF₄), a hladilac smjesa LiF i BeF₂. Izlazna temperatura hladioca i goriva, odnosno rastaljenih soli, iznosi oko 700 °C, tlak posude 0,52 MPa, a η ≥ 44%. Viši η u odnosu na sadašnje lakovodne reaktore posljedica je rada pri višim temperaturama. Predviđena snaga elektrane s MSR-om je 1000 MW. Klasične zamjene goriva nema jer se fisijski produkti kontinuirano uklanjaju iz rastaljenih soli.

U primarnom izmjenjivaču topline rastaljene soli primarnog kruga predaju toplinu sekundarnom rashladnom sredstvu – rastaljenoj smjesi NaBF₄ i NaF. Sekundarno rashladno sredstvo omogućava izolaciju između niskotlačnog reaktora i visokotlačnog parnog ciklusa. Nakon prolaska kroz sekundarni izmjenjivač topline (parogenerator), fluid se vraća u primarni izmjenjivač topline. Francuski projekt MSR-a predviđa rad pri temperaturi od 800 °C, te upotrebom helija umjesto vodene pare.

Prednosti MSR-a su manja količina fisibilnog materijala (manja opasnost proliferacije nuklearnog oružja), velika iskoristivost goriva, sigurnost rada zbog pasivnih sustava hlađenja na bilo kojoj snazi, te mala količina radioaktivnog otpada sastavljenog većinom od fisijskih produkata što rezultira kraćim vremenom poluraspada.

Natrijem hlađeni brzi reaktor (SFR)

Upotreba tekućeg natrija kao rashladnog sredstva u brzim reaktorima uvjetovana je većom gustoćom snage, temperature i neutronskog toka unutar jezgre, odnosno potrebom za efikasnijim prijelazom topline na rashladni fluid. Nadalje, natrij ima relativno nisku temperaturu vrenja (98 °C), nizak apsorpcijski udarni presjek, dobru kompatibilnost s gorivom i strukturnim materijalima, dobra svojstva što se tiče strujanja. Loša strana je kemijska aktivnost u doticaju sa zrakom ili vodom. Previđene su tri izvedbe brzog reaktora hlađenog natrijem: kompaktni tip (600 do 1500 MWe), bazenski tip (300 do 600 MWe) i modularni tip (50 do 150 MWe). Gorivni ciklus koristi potpuno recikliraje aktinida u bilo kojoj od predloženih izvedbi. Bilo koji od predloženih sistema koristi brzi dio neutronskog spektra, natrij kao rashladno sredstvo, zatvoreni gorivni ciklus, uran kao oplodni materijal te je efikasan u tretmanu aktinida. Kompaktni tip koristi MOX gorivo, a modularni leguru urana, plutonija, aktinida i cirkonija. Sa sigurnosnog aspekta pozitivan je dugačak termički odziv sistema, visoka temperatura vrenja natrija, nizak radni tlak, odvojenost sistema za proizvodnju pare od natrija za hlađenje reaktora (postojanje tercijarnog kruga). Osim vodene pare u dijelu za konverziju energije razmatra se i upotreba ugljičnog dioksida. Prednost u odnosu na druge sisteme je postojanje iskustva u radu FBR i mogućnost postizanja visokog faktora konverzije, a mogućnost korištenja transuranskih elemenata kao goriva značajno će smanjiti količinu aktinida u visoko radioaktivnom otpadu. Reduciranje kapitalnih troškova i povećanje pasivne sigurnosti, naročito pri prijelaznim pojavama, područja su za unaprijeđenje SFR-a.

Superkritični lakovodni reaktori (SCWR i SCFR)

Superkritični vodom hlađeni reaktor je visokotemperaturni visokotlačni vodom hlađeni reaktor koji radi na temperaturama hladioca iznad kritične točke vode (647 K, 22,1 MPa) što omogućuje visoku termičku efikasnost (za trećinu veću nego kod konvencionalnih lakovodnih reaktora). Sistem s SCWR-om nema izmjenjivač topline već superkritična voda ne mijenja fazu nego direktno pogoni turbinu. Referentni je sistem snage oko 1700 MWe, radni tlak 25 MPa, a izlazna temperatura rashladnog fluida 510 °C, s mogućim povećanjem do 550 °C. Gorivo je uranov dioksid u slučaju otvorenog gorivnog ciklusa. Druga mogućnost je brzi superkritični reaktor (SCFR), iako je neutronski spektar uglavnom između 10 i 104 eV, odnosno u rezonantnom području. Gorivo je MOX (23% srednji udio plutonija) i faktor konverzije 1,034. Srednji odgor je 43,4 GWd/tU, termička efikasnost 44,3%, gustoća snage 105 MW/m³. Gorivni elementi su heksagonalnog oblika, a radijalno je jezgra vrlo heterogena jer se osim gorivnih elemenata nalaze, također heksagonalnog presjeka, omotači od osiromašenog urana i moderatorski štapovi od cirkonijevog hidrida. Obadvije verzije imaju prednost pred PWR-om jer nemaju parogeneratore, a pred BWR-om jer nemaju recirkulacijske krugove i pripadajuće pumpe, separatore i sušače pare, a kontrolni štapovi ulaze u jezgru s gornje strane. Uz navedeno, sama elektrana je kompaktnija od sadašnjih lakovodnih elektrana što skraćuje vrijeme izgradnje i doprinosi smanjenju troškova zbog uštede u količini materijala.

Vrlo visoko temperaturni plinom hlađeni reaktori (VHTR)

Vrlo visoko temperaturni plinom hlađeni reaktor je koncept termičkog reaktora koji se osim za proizvodnju električne energije može koristiti za proizvodnju vodika te generiranje topline za potrebe različitih procesa. Dva su osnovna VHTR dizajna: prvi, kod kojeg je jezgra sastavljena od velikih heksagonalnih grafitnih gorivnih elemenata (blok dizajn), i drugi, čiji su gorivni elementi grafitne kuglice (pebble bed reaktor). U svrhu postizanja visokog odgora i sprječavanja ispuštanja fisijskih produkata VTHR koristi tzv. "čestice“ goriva – TRISO gorivo visokih perfomansi. Sastoji se od pet koncentričnih kugli ukupnog promjera manjeg od 1 mm. Prva kugla naziva se gorivna jezgra (fuel kernel) i napravljena je od UO₂ i/ili PuO₂. Obogaćenje urana iznosi između 10% i 20%. Gorivna jezgra ima različite polumjere: 350 – 500 μm u slučaju korištenja niskoobogaćenog urana, odnosno 150 – 300 μm u slučaju korištenja transuranskih elemenata. Oko nje dolazi omotač (eng. baffle layer) koji je napravljen od poroznog ugljika, a svrha mu je osiguravnje prostora za plinovite fisijske produkte. Drugi omotač je pirolitički ugljik visoke gustoće koji štiti treći omotač (SiC) tokom ozračivanja, preventivno sprječava djelovanje klora na jezgru prilikom izrade te štiti SiC od djelovanja fisijskih produkata. Treći omotač od SiC-a je otporan na kemijsko djelovanje te predstavllja zaštitu od curenja plinovitih i metalnih fisijskih produkata. Vanjski je omotač također od pirolitičkog ugljika sa svrhom vanjske zaštite SiC-a, te u slučaju oštećenja preuzima njegovu ulogu. TRISO čestice stavljaju predviđene otvore za gorivo (ukupno 210 takvih otvora) u grafitnoj matrici (kompaktiranje goriva), i sudjeluju s volumnim udjelom (packing factor PF) između 20% i 40%. Unutar prizmatičnog gorivnog elementa nalazi se i 108 otvora za rashladni fluid (helij), šest otvora za sagorive apsorbere i centralni otvor za rukovanje s gorivnim elementom.

Ako se za gorivo koristi 10% obogaćeni uran, u slučaju 12 mjesečnog radnog ciklusa, 3 šarže goriva, može se postići otpusni odgor veći od 100 GWd/tU. Duljina ciklusa i otpusni odgor jako ovise o koraku rešetke, polumjeru kernela i PF-u. U slučaju da se koriste transuranski elementi za gorivo (sastav goriva odgovara izotopskom sastavu istrošenog goriva tipičnog PWR reaktora) moguće je postići odgore veće od 600 GWd/t teškog metala. Pri tome nema bitnije razlike da li je to postignuto s dvije ili četiri šarže goriva, ali prva opcija ima bitno veću duljinu ciklusa.
Za razliku od američke verzije VHTR-a, japanski dizajn predviđa da se gorivni štapovi stavljaju u relativno velike rashladne kanale i neovisno hlade. Razmatrana je i upotreba UO₂ goriva u tankim štapovima promjera 2 – 4 mm sa cirkonij karbidom (ZrC) kao materijalom uzetim za košuljicu. Monte Carlo simulacije napravljene su za 18-mjesečni ciklus i pokazale su komparabilnost novog goriva/košuljice obogaćenja 4 – 6% sa TRISO gorivom obogaćenja 10 – 20%.

Izlazna temperatura helija je oko 1000 °C i rashladni plin ide direktno u turbinu koristeći tzv. Braytonov (Jouleov) proces. Predviđena je izrada postrojenja snage 600 MW.