Различают АЭС по типу реакторов; по виду отпускаемой энергии.

1. По типу реакторов атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:

- реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива;

Реактор на тепловых нейтронах - ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии - теплового спектра. Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растет по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остается при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа ²³⁵U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).

- реакторы на легкой воде;

Легководный реактор - ядерный реактор, в котором для замедления нейтронов и/или в качестве теплоносителя используется обычная вода H₂O. Термин используется для отличия от тяжеловодного реактора, в котором в качестве замедлителя нейтронов используется тяжёлая вода D₂O. В тяжелой воде оба атома водорода заменены на атом тяжёлого водорода — дейтерия. Обычная вода, в отличие от тяжелой воды, не только замедляет, но и в значительной степени поглощает нейтроны (по реакции ¹H + n = ²D). Поэтому если в легководном реакторе вода используется и как теплоноситель, и как замедлитель нейтронов (например, в реакторах ВВЭР, PWR, ВК-50), то реактор не может работать на природном уране, для работы такого реактора требуется предварительное обогащение урана. Если же замедлителем нейтронов служит графит, а обычная вода используется только как теплоноситель, то реактор в принципе может работать на природном уране или на уране низкого обогащения (как, например, реактор РБМК). Тяжеловодный реактор также может работать на природном уране, в этом одно из основных его достоинств.

- реакторы на тяжелой воде;

Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR)) - ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D₂O - тяжелую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащенный уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов. В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается большей ценой энергоблока и теплоносителя. Наиболее известным реактором этого типа является канадский CANDU. Помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию, Аргентину и Пакистан.

- реакторы на быстрых нейтронах;

Реактор на быстрых нейтронах - ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 10⁵ эВ. Проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно большую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

В мире осталась единственная страна с действующим быстрым энергетическим реактором - это Россия, реактор БН-600 III блок, Белоярская АЭС.

- субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов;

Примером субкритического реактора являются ториевые реакторы. В нем используется не опасный уран, а другой элемент - торий. Известно, что его запасов на планете в 3-5 раз больше, чем таковых урана. Более того, практически весь добытый торий может использоваться в качестве топлива (для сравнения - только 0,7 % урана, добытого из урановой руды, может стать ядерным топливом). Проще говоря, в энергетическом выражении одна тонна добываемого тория эквивалентна 200 т урановой руды или 3,5 млн т угля.

- термоядерные реакторы;

Управляемый термоядерный синтез (УТС) - синтез более тяжелых атомных ядер из более легких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерных взрывных устройствах), носит управляемый характер. Солнце - природный термоядерный реактор. Водород - самый распространенный элемент во Вселенной - является наилучшим горючим для реакции синтеза. В 2011 г. управляемый термоядерный синтез еще не осуществлен в промышленных масштабах. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.

2. По виду отпускаемой энергии атомные станции можно разделить:

- на атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки электрической энергии. При этом на многих АЭС есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды, используя тепловые потери станции;

- атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию.

На рис. 4.52 показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передается теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Рис. 4.52. Схема работы атомной электростанции

на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР)

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Реакторы типа РБМК (реактор большой мощности канального типа) использует один водяной контур, реакторы БН (реактор на быстрых нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двух контурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

Рис. 4.53. Градирни

В случае если невозможно использовать большое количество воды для конденсации пара, для охлаждения вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях) (рис. 4.53), которые, благодаря своим размерам, обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.