Pagal lėtikliui naudojamą medžiagą

1. Neutronų lėtinimui naudojamas grafitas.
   1. Magnox reaktoriai. Tai yra jau nebegaminami technologiškai pasenę branduoliniai reaktoriai. Šio tipo reaktoriai buvo pradėti gaminti 1956 m. rugpjūčio 27d. Didžiojoje Britanijoje, taip pat jie buvo eksportuojami į keletą pasaulio šalių. Reaktoriai buvo naudojami ir elektros energijai gaminti, ir gauti branduoliniam ginklui reikalingą plutonį. Pavadinimas „Magnox“ yra žodžių „Magnesium“ ir „non-oxiding (liet. magnis ir nesioksiduojantis) santrumpa. Nesioksiduojantis magnio ir aliuminio lydinys buvo naudojamas kuro strypų gamybai. Kurui buvo naudojamas gamtinis (t. y. nesodrintas) uranas. Aušalui naudojamas anglies dvideginis, dalijimosi reakcijų kontrolei – boro-plieno strypai. Reaktoriaus pranašumai yra kuro strypų pakeitimo metu nenutrūkstamas eksploatavimas, tvirta reaktoriaus konstrukcija, reaktoriui aušinti naudojamos nesprogios dujos ir mažas „magnox“ lydinio neutronų sąveikos skerspjūvis. Tačiau šios rūšies reaktorius pasiekia mažą galią (iki 200 MW), kuro strypams laikyti naudojami „magnox“ lydinio vamzdžiai pasižymi pakankamai žema lydymosi temperatūra, „magnox“ lydinys reaguoja su vandeniu, taip pat senesnės konstrukcijos „Magnox“ reaktoriuose kaitintuvai, kuriuose iš reaktoriaus išeinantys aušinimo kanalai kaitindavo vandenį, buvo už reaktoriaus betoninio biologinio radiacinės apsaugos skydo, taip sukeldami aplinkos apšvitą dėl gama spinduliuotės bei neutronų pluošto.
      Šiuo metu Didžiojoje Britanijoje veikia dvi Magnox reaktorius eksploatuojančios atominės elektrinės: Oldbury jėgainė, kuri uždaroma 2008 m. ir Wylfa elektrinė, kurios reaktorius bus stabdomas 2010 metais.
   2. Pažangus dujomis aušinamas reaktorius AGR (angl.- Advanced Gas-cooled Reactor). Tai yra patobulintas Magnox reaktorius. AGR kurui naudoja sodrintą uraną, todėl šios rūšies reaktoriaus kuro nereikia taip dažnai keisti kaip Magnox reaktoriuje. Taip pat AGR pasižymi aukštesne aušalo temperatūra, taigi ir didesniu šiluminiu naudingumu (šiluminis naudingumas – reaktoriaus elektrinės ir šiluminės galių santykis), kuris siekia 41 proc.. AGR yra eksploatuojami Didžiojoje Britanijoje esančiose 7 branduolinėse jėgainėse, kurios turi po 2 šios rūšies reaktorius. AGR elektrinė galia yra 555 – 625 MW. Pagrindiniai trūkumai yra didelis reaktoriaus užimamas tūris ir mažas kuro išdegimo gylis (taigi dėl palyginti mažo kuro degimo metu gaunamo šilumos kiekio padidėja reaktoriaus šiluminis naudingumas).
   3. RBMK (rus. Реактор Большой Мощности Канальный) reaktorius. Tai savitos konstrukcijos didelės galios reaktorius, Sovietų Sąjungoje naudotas ir elektros energijai, ir plutoniui išgauti. Tai yra vienintelis pasaulyje reaktorius lėtikliui naudojantis grafitą, o aušinimui-paprastą vandenį. Vienas iš RBMK reaktoriaus trūkumų yra teigiamas reaktoriaus reaktyvumo koeficientas. RBMK reaktoriuje lengvasis vanduo (H₂O) naudojamas ir reaktoriaus aktyviajai daliai aušinti, ir neutronams sugerti. Taigi, šiame reaktoriuje grandininės branduolių dalijimosi reakcijos kontrolė priklauso ir nuo aušalo. Aušalo vandenyje atsiradę garų burbulai nesugeria neutronų, taigi suintensyvėja dalijimosi reakcijos, kurios dar labiau įkaitina aušalą, jame atsiranda dar daugiau garų burbulų ir reaktoriaus galia gali staigiai išaugti iki kelių šimtų kartų. Reaktoriuose su neigiamu reaktyvumo koeficientu aušale atsiradus pertekliniams garų burbulams skilimo reakcijos sulėtėja, nes aušalui ir neutronų lėtinimui naudojamas lengvasis vanduo ne taip efektyviai lėtina greituosius neutronus. Dėl Černobylio AE įvykusios avarijos metu atskleistų RBMK reaktoriaus trūkumų šio tipo reaktoriai pasaulyje daugiau nebestatomi. Iš viso buvo pagaminta 17 RBMK reaktorių, kurių 4 veikė Černobylio atominėje jėgainėje.
   4. Keramikinio guolio reaktoriai (angl. Pebble Bed Modular Reactor).Tai naujos konstrukcijos kintamos galios reaktoriai. Priešingai nei įprasti lengvojo vandens reaktoriai, PBMR neturi nei kuro strypų, nei aušinančio vandens. Kuras yra sudarytas iš mažyčių urano grūdelių, padengtų anglies ir keramikos sluoksniu. 15 000 tokių kruopelių supresuojamos į vieną 6 cm skersmens dydžio rutulį, kuris savo ruožtu įvelkamas į grafito šarvą. Rutulyje besidalijantis uranas išskiria šilumą, o grafitas sulaiko jonizuojančiąją spinduliuotę ir atlieka neutronų lėtinimo funkciją. Į vieną reaktoriaus indą sudedama apie 300 000 tokių rutuliukų, juos vėsina helio dujos, kurios šildamos plečiasi ir suka turbiną. Helis chemiškai ir radiologiškai yra inertiškas, todėl cirkuliuodamas reaktoriuje netampa radioaktyvus. Galima teigti, kad vienas toks rutulys yra tarsi mažas reaktorius.
      PBMR reaktorių elektrinė galia yra 110-140 MW, tačiau prireikus su nedidelėmis išlaidomis ją galima padidinti. Kitas privalumas yra tai, kad šiuose reaktoriuose negali įvykti radioaktyviųjų medžiagų nutekėjimo, nes net ir kritiniu atveju vidaus temperatūra būna žemesnė nei lydosi keramika, kuria padengtas kuras. Nepaisant visko, šis reaktorius turi keletą trūkumų. Kuro rutuliai yra padengti grafitu, kuris yra degus. Dėl kuro formos tai pačiai galiai sukurti reikia didesnio kuro tūrio nei naudojant įprastus kuro strypus. Dėl to iškyla problemų saugant panaudotą branduolinį kurą. PBMR reaktorių panaudojimo galimybės pramoniniu mastu vis dar tiriamos.
2. Neutronų lėtinimui naudojamas sunkusis vanduo.

   Šiuose reaktoriuose neutronų lėtinimo funkciją atlieka sunkusis vanduo - deuterio (deuteris – vandenilio izotopas su neutronu ir protonu branduolyje) oksidas (D₂O). Sunkusis vanduo mažai sugeria neutronus, todėl, skirtingai negu lengvojo vandens reaktoriuose, kurui naudojamo urano nereikia sodrinti iki didelės koncentracijos. Todėl reaktoriuje kurui gali būti naudojamas ir nesodrintas uranas. Galima išskirti kelias pagrindines sunkiojo vandens reaktorių rūšis:

   1. CIRUS (angl. Canada India Research U.S.).Tai yra tiriamasis reaktorius, kurį Kanada 1954 m. pardavė Indijai, ir kuris neutronų lėtinimui naudoja sunkųjį vandenį. Šis reaktorius kurui naudoja gamtinį uraną ir pasiekia 40 MW galią. CIRUS neatitinka TATENA saugumo reikalavimų (kurie nustojo galioti, kai reaktorius buvo parduotas). Nors Kanada ir JAV sutartyse kėlė reikalavimus, jog šis reaktorius turi būti naudojamas tik taikiems tikslams, Indija šiuo reaktoriumi kasmet pagamindavo 6,6 – 10,5 kg plutonio, tinkamo branduolinio ginklo gamybai. 1997 m. CIRUS buvo sustabdytas rekonstrukcijai ir 2005 m. vėl pradėjo veikti. Visgi JAV ir Indijos vadovai sutarė 2010 m. sustabdyti šio reaktoriaus darbą.
   2. NRX buvo didžiausias sunkųjį vandenį neutronų lėtinimui ir lengvąjį aušinimui naudojantis tyrimų reaktorius, 1947 m. pastatytas Kanados Chalk River laboratorijose. Jo šiluminė galia buvo 10 MW, 1954 m. padidinta iki 42 MW. Tuo metu tai buvo didžiausios galios pasaulyje tiriamasis reaktorius, grandininių reakcijų metu generuodavęs milijardus laisvų neutronų. Dėl šių savybių jis buvo naudojamas medžiagų tyrimo pramonėje bei medicinoje.
      NRX reaktorius yra cilindro formos, kurio sienos pagamintos iš aliuminio. Cilindro skersmuo yra 8m, aukštis – 3 m. Cilindre yra 175 šešių cm skersmens sunkiojo vandens bei helio pripildyti vamzdžiai, kurių bendras tūris yra 14 000 litrų. Keičiant vandens kiekį, reguliuojama reaktoriaus galia. Tarpuose tarp šių vamzdžių yra aliumininiai kuro strypai (31 mm skersmens ir 3,1 m ilgio, kiekvieno masė yra 55 kg), kurie yra įmauti į aliumininius vamzdžius su 250 litrų/s greičiu tekančiu lengvojo vandens aušalu. Branduolių dalijimosi reakcijoms reguliuoti naudojama 12 boro strypų, kurie valdomi pneumatine sistema ir elektromagnetu. Jeigu reaktoriaus galia staiga padidėja, elektromagnetas išjungiamas ir visi kontroliniai strypai įleidžiami į reaktoriaus aktyviąją dalį.
   3. CANDU (angl. "CANada Deuterium Uranium") reaktorius. Tai yra plačiai nuo 1960 m. naudojamas Kanadoje sukurtas reaktorius. Visi dabar Kanadoje veikiantys branduoliniai reaktoriai yra CANDU tipo. Daugiausia šios rūšies reaktorių turi jų gamintoja Kanada – 18 (šiuo metu 2 atnaujinami, 5 - išmontuojami), 4 blokus eksploatuoja Pietų Korėja, po 2 blokus – Kinija, Indija ir Rumunija, po vieną bloką - Pakistanas ir Argentina.

   CANDU reaktoriuje aušalui naudojamas sunkusis vanduo, kuris teka aukšto slėgio pirminiu aušinimo kontūru. Garų separatoriuje mažesnio slėgio antrinio aušinimo kontūro vanduo užverda ir garai keliauja sukti generatoriaus turbinos. Nepanaudota vandens šiluminė energija išsklaidoma aplinkoje. Šio tipo rektoriuose kuras laikomas 10 cm skersmens kuro rinklėse. Norint pakeisti kurą, reaktoriaus nereikia sustabdyti – pakanka panaudotas kuro rinkles kuro perkrovimo mašina pakeisti naujomis. Tam, kad laisvieji neutronai galėtų netrukdomi pereiti pro kuro rinklių sieneles, šių sienelės yra gaminamos iš cirkonio, kuris nesugeria neutronų. Kuro kanalai yra panardinti į žemo slėgio sunkiojo vandens (kuris lėtina neutronus) pilną rezervuarą, vadinamą kalandrija. Grandinės reakcijos stabilumą užtikrina valdymo strypai. Esant grėsmei dalijimosi reakcijai tapti nevaldoma, į kalandriją įleidžiama gadolinio nitrato (Gd(NO₃)₃) tirpalo, kuris greitai absorbuoja perteklinius neutronus.

   Pagrindinis CANDU reaktoriaus privalumas yra kurui naudojamas nesodrintas gamtinis uranas. Tai daryti leidžia maža sunkiojo vandens neutronų sugertis. Dėl šios priežasties šio reaktoriaus eksploatacija yra palyginti pigi.

   Reaktoriaus kuro rinklės sudarytos iš 28 arba 37 pusės metro ilgio cirkonio strypų, kuriuose yra urano tabletės. Kiekviename kuro kanale telpa 12 tokių rinklių.

   Norėdami pamatyti didesnį paveikslėlį, spustelėkite jį pele.
   
   1 pav. CANDU reaktoriaus schema

   
   2 pav. CANDU kuro rinklės

3. Lėtikliui naudojamas lengvasis (įprastas) vanduo.

   Lengvojo vandens reaktoriai (angl. LWR - Light Water Reactor) neutronų lėtinimui naudoja lengvąjį vandenį (H₂O). Aušinimui taip pat naudojamas įprastas vanduo. Branduoliniam kurui naudojamas sodrintas 3proc. U–235, kuris reaktoriuje keičiamas nustatytu periodiškumu perkraunant apie 25 proc. kuro. Reaktoriaus saugumą užtikrina paprastas neutronus lėtinančio vandens kiekio sumažinimas. Suintensyvėjus dalijimosi reakcijoms, išleidžiama dalis lėtiklio, taip sumažinant neutronų lėtinimo tikimybę. Sumažėjus lėtųjų neutronų skaičiui, sulėtėja ir dalijimosi reakcijos.

   Lengvojo vandens reaktoriai yra labiausiai paplitusi branduolių reaktorių rūšis. Plačiausiai naudojamas yra suslėgto vandens reaktorius (angl. PWR - Pressurized Water Reactor).

   Norėdami pamatyti didesnį paveikslėlį, spustelėkite jį pele.
   
   3 pav. Suslėgto vandens reaktoriaus (PWR) supaprastinta schema

   3 pav. matyti, jog reaktorių aušina 2 kontūrai. Pirmuoju kontūru tekančio vandens slėgis siekia 15-16 MPa, todėl vanduo jame neužverda. Antrajame kontūre tekančio vandens slėgis yra daug mažesnis, todėl garų separatoriuje vanduo nesunkiai užverda. Pro garų separatoriaus viršutinę dalį išeinantys garai gali būti naudojami generatoriaus turbinai sukti, povandeniniams ir kitiems jūrų laivams varyti, pastatams šildyti ar pan.

   Elektros energijos gamybai pasaulyje šiuo metu naudojama daugiau nei 230 PWR reaktorių. Jie pasižymi dideliu stabilumu, neutronų lėtinimui naudojamas lengvasis vanduo yra pigus. Dėl dviejų reaktoriaus aušinimo kontūrų, antrajame cirkuliuojantis vanduo nėra užterštas radionuklidais.

   PWR trūkumas yra didelis pirminio kontūro slėgis, kurio užtikrinimui reikalingos brangios ir tvirtos konstrukcijos. Kadangi lengvasis vanduo stipriai sugeria neutronus, branduolinis kuras turi būti sodrinamas.

   Kitas lėtikliui lengvąjį vandenį naudojantis reaktorius yra verdančio vandens reaktorius (angl. BWR – Boiling Water Reactor). Šiame reaktoriuje aušinimui naudojamas vienas kontūras, kuriame yra 2 kartus mažesnis slėgis negu suslėgto vandens reaktoriuje. BWR aušinimo kontūre palaikomas 75 atmosferų slėgis vandens virimo temperatūrą pakeliantis iki 285°C. Taip pat šis aušinimui naudojamas distiliuotas lengvasis vanduo greituosius neutronus verčia šiluminiais. Dėl savo nesudėtingos palyginti su suslėgto vandens reaktoriumi konstrukcijos (jame reikalinga sudėtinga aukšto slėgio palaikymo sistema) BWR plačiai naudojamas elektros gamybai civiliniams tikslams.

   Norėdami pamatyti didesnį paveikslėlį, spustelėkite jį pele.
   
   4 pav. Verdančio vandens reaktoriaus (BWR) supaprastinta schema

   Kiti verdančio vandens reaktoriaus privalumai yra žemesnė kuro temperatūra lyginant su PWR kuru bei dėl žemesnio aušinimo kontūro slėgio ir paprastesnės jo konstrukcijos mažesnė aušalo išsiliejimo tikimybė. Vandens cirkuliacijai aušinimo kontūru nereikalingi didelės galios siurbliai. Šiuo metu JAV projektuojamas naujasis ekonomiškasis supaprastintas verdančio vandens reaktorius ESBWR (angl. Economic Simplified Boiling Water Reactor), kuriame vanduo reaktoriaus korpusu cirkuliuoja be jokios išorinės jėgos poveikio (vadinamasis pasyvusis reaktorius).

   BWR trūkumai yra sudėtingi kuro suvartojimo skaičiavimai, kurie atsiranda dėl skirtingų aušalo fazinių būsenų (jame garai sudaro 12-15 proc. viso aušalo). Dėl vieno aušinimo kontūro buvimo garų turbina yra užteršiama trumpaamžiais radionuklidais, todėl yra reikalinga papildoma radiacinė kontrolė. Schemoje viršuje matyti, jog kontroliniai strypai į reaktoriaus aktyviąją dalį įkišami per apatinę reaktoriaus korpuso dalį. Tai reikalauja papildomų hidraulinių sistemų, o reaktoriaus veiklos sutrikimo atveju yra tikimybė, jog nesuveikus kontrolinių strypų reguliavimo sistemoms gali įvykti branduolinė avarija. Daugumos kitų reaktorių kontroliniai strypai į reaktoriaus aktyviąją dalį įleidžiami pro viršutinę jos dalį, o suintensyvėjus dalijimosi reakcijoms išsijungia kontrolinius strypus valdantys elektromagnetai ir šie gravitacijos jėgos veikiami nusileidžia į reaktoriaus aktyviąją zoną.

4. Lėtikliui naudojami lengvieji metalai.
   1. Išlydytų druskų reaktorius (angl. MSR – Molten Salt Reactor)
      
      Tai naujos konstrukcijos reaktorius, kuriame aušalui naudojama išlydytos druskos. Reaktoriaus kuras yra išlydytas įvairių druskų mišinys, kurį sudaro urano arba plutonio fluoridas, cirkonio arba natrio fluorido druska ir neutronų lėtinimui naudojamos ličio fluorido (LiF) arba berilio fluorido (BeF) druskos.
      Išlydytų druskų reaktoriaus druskų garų slėgis yra mažas, taip pat perkrauti kurą, pašalinti dalijimosi produktus galima nestabdant reaktoriaus. Šie reaktoriai pasižymi ypatingai geromis vidinėmis saugos užtikrinimo funkcijomis, susijusiomis su savaiminiu kuro drenažu gresiant avarijai. Skystas kuras yra nedegus, jam išsiliejus į aplinką radionuklidai nepasklistų į aplinką, bet liktų kuro matricoje. Išlydyta druska gali cirkuliuoti esant ypatingai aukštoms temperatūroms, taip pasiekiamas aukštas elektros energijos gamybos efektyvumas. Dėl aukštų išlydytos druskos temperatūrų MSR gali būti naudojamas vandenilio gamybai arba kitoms cheminėms reakcijoms kritinėmis sąlygomis stebėti. Šie reaktoriai yra mažo dydžio bei nesunkiai reguliuojamos galios, todėl ateityje jie gali būti naudojami kaip automobilių varikliai.
      Šiuo metu yra vykdomi intensyvūs MSR moksliniai tyrimai ir 2025 m. planuojama pradėti šių reaktorių eksploatavimą.
      
      
   2. Skystu metalu aušinamas reaktorius (angl. LMCR – Liquid Metal Cooled Reactor)
      
      Tai yra pažangus skystu metalu aušinamas reaktorius, jau naudojamas povandeniniuose laivuose. Šio tipo reaktoriai, kaip ir MSR, dar nėra naudojami komercinei elektros energijos gamybai. Skystas metalas gali cirkuliuoti esant ypač aukštoms temperatūroms (iki 800°C). Tai gali būti natris, natrio-kalio ar plieno-švino junginiai, gyvsidabris. Svarbu pabrėžti, kad dauguma LMCR yra greitųjų neutronų reaktoriai, tik kai kurie dalijimosi reakcijoms sukelti naudoja lėtuosius neutronus, kurie gaunami naudojant BeO lėtiklį.
5. Lėtikliui naudojamos organinės medžiagos.

   Šie reaktoriai yra pastaruoju metu vykdomos naujų branduolinių reaktorių paieškos ir mokslinių tyrimų objektas. Juose aušalui ir lėtikliui naudojami bifenilo ir terfenilo angliavandeniliai