Redigerer Atomreaktor (avsnitt)

== Nåværende teknologier ==
Det er i dag to typer kjernekraft i bruk:
*[[Radioisotopgenerator]]er produserer energi fra varmen som frigjøres ved [[radioaktivitet|radioaktiv nedbryting]]. Noen radioisotope termoelektriske generatorer har blitt opprettet for å drive [[romsonde]]r (for eksempel [[Cassini-Huygens]]), noen [[fyrtårn]] i det tidligere Sovjetunionen, og enkelte [[pacemaker]]e. Varmeeffekten fra disse generatorene avtar med tiden; varmen konverteres til elektrisitet ved å utnytte den termoelektriske effekt.
*Fisjonsreaktorer produserer varme gjennom en kontrollert kjernefysisk kjedereaksjon i en [[kritisk masse]] av spaltbart materiale. Alle dagens kjernekraftverk er kritiske fisjonsreaktorer, som er fokus for denne artikkelen. Utgangseffekten av en fisjonsreaktor kan kontrolleres. Det finnes flere undergrupper av kritiske fisjonsreaktorer, som kan klassifiseres som Generasjon I, [[Generasjon II-reaktor|Generasjon II]] og [[Generasjon III-reaktor|Generasjon III]]. Alle reaktorer vil bli sammenlignet med trykkvannsreaktor (PWR), da det er standard moderne reaktor design.

=== Trykkvannsreaktor ===
{{Utdypende artikkel|Trykkvannsreaktor}}
[[Fil:PressurizedWaterReactor.gif|right|200px|thumb|Animert Diagram av en 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 [[atomubåt]]er med elektrisitet og ble brukt i den opprinnelige utformingen av det første kommersielle [[Beaver Valley kjernekraftverk|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 [[Nukleær kjedereaksjon|fisjonskjedereaksjon]], som produserer varme, og varmer vannet i den primære kjølevæskesløyfen ved varmeledning gjennom drivstoffkappen. Den varme primære kjølevæsken pumpes til en [[Kondensator (kuldeanlegg)|varmeveksler]], kalt [[Dampgenerator (kjernekraft)|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 ===
<!--{{Utdypende artikkel|BWR-reaktor}}-->
[[Fil:BoilingWaterReactor.gif|200px|thumb|right|Animert Diagram av en Kokvannsreaktor]]
[[Kokevannsreaktor|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 ===
<!--{{utdypende artikkel|RBMK-reaktor}}-->
[[Fil:RBMK.svg|thumb|right|200px|Prinsippskisse for en 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 reaktor|grafittmoderert]] kjernekraftreaktor, som ble bygget i [[Sovjetunionen]], for bruk i [[kjernekraftverk]] til å produsere kjernekraft fra [[atombrensel]]. Denne reaktortypen stod i [[Tsjernobyl kjernekraftverk]] da [[Tsjernobylulykken|ulykken]] oppstod [[26. april]] [[1986]], og per [[2009]], finnes det minst 12 stykker av denne typen som er i drift i [[Russland]] og [[Litauen]].<ref name="WNA" /> 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 [[megawatt|MW]] med elektrisitet (30 MW [[Termisk energi|termisk]]) og leverte kraft til [[Obninsk]] fra [[1954]] til [[1959]]. 

Ved å bruke lettvann for kjøling og [[grafitt]] som [[Nøytronmoderator|moderator]], er det mulig å bruke naturlig [[uran]] som brensel. Derfor kan en stor strømreaktor bygges uten at det kreves deling av [[isotop]]er, 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&nbsp;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% <sup>235</sup>'''U'''. En reaktor som ligner på RBMK er den kanadiske CANDU-reaktoren.

=== VVER-reaktoren ===
<!--{{Utdypende artikkel|VVER-reaktor}}-->
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 [[Russland|Russisk]] type reaktor som ligner trykkvannsreaktorer.

=== CANDU-reaktor ===
<!--{{Utdypende artikkel|CANDU-reaktor}}-->
[[Fil:CANDU Reactor Schematic.svg|thumb|200px|Prinsippskisse for en {{ikkerød|CANDU-reaktor}}]]
CANDU-reaktoren er en [[Canada|canadisk]]-oppfunnet, trykk tungtvannsreaktor, utviklet sent på [[1950-tallet|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.

[[Kjernefysisk fisjon|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 [[Kondensator (kuldeanlegg)|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 [[Keramisk materiale|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 [[nøytron]]er 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]]-[[nitrat]]løsning under høyt trykk, direkte til lavtrykks-moderator.