Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом на­копленным опытом в реактороносителе а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. л. В России строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газо­вые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобла­дают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного со­стояния теплоносителя создается тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верх­ней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допусти­мой темп-рой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное го­рючее, допустимой темп-рой собственно ядер­ного горючего, а также свойствами теплоноси­теля, принятого для данного типа реактора. На АЭС. тепловой реактор которой охлаждает­ся водой, обычно пользуются низкотемпера­турными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными дав­лением и темп-рой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур — пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одно­контурная тепловая АЭС. В кипящих реак­торах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева.

(рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сго­рания.

При работе реактора концентрация де­лящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, и топливо выгорает. Поэтому со временем их заме­няют свежими. Ядерное горючее пере­загружают с помощью механизмов и при­способлений с дистанционным управлением. Отработавшее топливо переносят в бас­сейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его си­стемам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменни­ки, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоноси­теля; трубопроводы и арматура циркуляции контура; устройства для перезагруз­ки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного ис­полнения реакторы имеют отличит, осо­бенности: в корпусных реакторах топливо и замедлитель расположены внутри корпу­са, несущего полное давление теплоно­сителя; в канальных реакторах топливо, охлаждаемые теплоносителем, устанавли­ваются в спец. трубах-каналах, пронизы­вающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в России (Сибирская, Белоярская АЭС и др.),

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпантиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герме­тичным. Предусматривается система конт­роля мест возможной утечки теплоноси­теля, принимают меры, чтобы появление не плотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружаю­щей местности. Оборудование реакторно­го контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслу­живаются, Радиоактивный воздух и не­большое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС спец. системой вентиляции, в которой для исключения возможно­сти загрязнения атмосферы предусмот­рены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил ра­диационной безопасности персоналом АЭС сле­дит служба дозиметрического контроля.