По конструкции

По роду замедлителя

По виду теплоносителя

По виду топлива

• изотопы урана 235 и 233 (²³⁵U и ²³³U)
• изотоп плутония 239 (²³⁹Pu)
• изотоп тория 232 (²³²Th) (посредством преобразования в ²³³U)

По степени обогащения:

• Естественный уран
• Слабо обогащённый уран
• Чистый делящийся изотоп

По химическому составу:

• металлический U
• UO₂ (диоксид урана)
• UC (карбид урана) и т. д.

• H₂O (вода, Водо-водяной реактор)
• Газ, (Графито-газовый реактор)

• D₂O (тяжёлая вода, Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)

• Реактор с органическим теплоносителем
• Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
• Реактор на расплавах солей
• Реактор с твердым теплоносителем

• С (графит, Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)

• H₂O (Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)
• D₂O (Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
• Be, BeO
• Гидриды металлов
• Без замедлителя (Реактор на быстрых нейтронах)

• Корпусные реакторы
• Канальные реакторы
• По способу генерации пара
• Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)
• Кипящий реактор

Классификация МАГАТЭ

• PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
• BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор;
• FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых нейтронах;
• GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор;
• LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор
• PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор
• Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:

1. ²³⁵U + n → ²³⁶U + n → ²³⁷U →(7 сут)→ ²³⁷Np + n → ²³⁸Np →(2,1 сут)→ ²³⁸Pu
2. ²³⁸U + n → ²³⁹U →(23 мин)→ ²³⁹Np →(2,3 сут)→ ²³⁹Pu (+осколки) + n → ²⁴⁰Pu + n → ²⁴¹Pu (+осколки) + n → ²⁴²Pu + n → ²⁴³Pu →(5 ч)→ ²⁴³Am + n → ²⁴⁴Am →(26 мин)→ ²⁴⁴Cm

Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.

В начале работы реактора происходит линейное накопление ²³⁹Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании ²³⁵U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация ²³⁹Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов ²³⁸U и ²³⁹Pu. Характерное время установления равновесной концентрации ²³⁹Pu ~ 3/Ф лет (Ф в ед. 10¹³ нейтронов/см²×сек). Изотопы ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 тонну топлива. Эта величина составляет:

• ˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;
• ˜ 20-30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3 % ²³⁵U);
• до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.

Выгорание 1 Гвт·сут/т соответствует сгоранию 0,1 % ядерного топлива.

завершается образованием стабильного свинца-208.

Нуклид	Историческое обозначение	Историческое название	Вид распада	Период полураспада	Выделяемая энергия, МэВ	Продукт распада
^252Cf			α	2,645 года	6,1181	^248Cm
^248Cm			α	3,4×10^5 лет	6,260	^244Pu
^244Pu			α	8×10^7 лет	4,589	^240U
^240U			β^−	14,1 ч	0,39	^240Np
^240Np			β^−	1,032 ч	2,2	^240Pu
^240Pu			α	6561 год	5,1683	^236U
^236U			α	2,3×10^7 лет	4,494	^232Th
^232Th	Th	Торий	α	1,405×10^10 лет	4,081	^228Ra
^228Ra	MsTh1	Мезоторий 1	β^−	5,75 лет	0,046	^228Ac
^228Ac	MsTh2	Мезоторий 2	β^−	6,15 ч	2,124	^228Th
^228Th	RdTh	Радиоторий	α	1,9116 года	5,520	^224Ra
^224Ra	ThX	Торий X	α	3,66 дня	5,789	^220Rn
^220Rn	Tn (ThEm)	Торон (эманация тория)	α	55,6 с	6,404	^216Po
^216Po	ThA	Торий A	α	0,145 с	6,906	^212Pb
^212Pb	ThB	Торий B	β^−	10,64 ч	0,570	^212Bi
^212Bi	ThC	Торий C	β^− 64,06 % α 35,94 %	60,55 мин	2,252 6,208	^212Po ^208Tl
^212Po	ThC'	Торий C'	α	299 нс	8,955	^208Pb
^208Tl	ThC"	Торий C"	β^−	3,053 мин	4,999	^208Pb
^208Pb	ThD	Торий D, ториевый свинец	стабильный

Дата добавления: 2014-01-04