Вы хотите у себя на даче установку поставить?

Если правильно понял, то вопрос об оптимальности.
Определитесь с критериями.

Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
Реактор на промежуточных нейтронах
Реактор со смешанным спектром

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) лучше,
а РБМК (реактор большой мощности канальный) после аварии на ЧАЭС не делают.

реактор ядерного распада,или реактор термоядерного синтеза?

Реактор при работе которого в результате спирт без сивухи получается. А им уже стронций, да возможно и цезий, из организма выводить можно.
Остальные все опасны, т.к. можно взорвать любой. Если это он имел ввиду за критерий - лучший. Вопрос то не коректно поставлен. Мой дядька, великолепный охотник, всегда говаривал, что раз в жизни и палка стреляет. Подумайте.

За такой гешефт американцам яйца надо было отрвать.
Сами теперь и пыль глотают в Калифорнии и Лас вегасе.
Кстати, уже не первый случай, когда по весне начинает
разпространятся "китайский синдром".
http://my.mail.ru/community...

ВВЭР однозначно лучше, чем РБМК. У РБМК положительные коэффициенты реактивности и по воде, и по температуре. Что бы понять это, достаточно элементарных знаний по электронике. В этом контексте РБМК можно сравнить с контуром с положительной обратной связью, а ВВЭР с контуром с отрицательной обратной связью.
РБМК за пределами России не строят. А вот ВВЭР - да (в Чехии мы построили в 90-х годах прошлого века два ВВЭР-1000).

Я, в идеале, видел бы такую гелиостанцию.
Солнечная батарея развернута максимально ближе к Солнцу, а оттуда лазером по земной приемной станции.
Конечно же - фантастика! Но пройдут годы...

Наиболее актуальными моделями реакторов, на которые в ближайшее десятилетие вероятнее всего появятся заказы, особенно на Западе, являются так называемые реакторы поколения 3 и 3+, также часто называемые усовершенствованными реакторами. Основное отличие между реакторами поколения 2 и 3 заключается в том, что реакторы поколения 3 имеют более высокий уровень «пассивных» средств безопасности, нежели инженерно-технических. Так, например, модели поколения 3 будут меньше зависеть от инженерно-технических систем аварийного охлаждения и больше полагаться на естественные процессы, например, конвекцию.

Разрабатывается большое количество моделей реакторов, но многие из них недостаточно усовершенствованы, не получили одобрение контролирующих органов и имеют ограниченные шансы на заказы. Ядерная индустрия не дает определения общих характеристик реакторов поколения 3, за исключением того, что все они разработаны в течение последних пятнадцати лет; но относит к числу основных общих признаков следующие:
Стандартизированная конструкция для каждого типа с целью облегчить лицензирование, снизить капитальные издержки и сократить сроки строительства;
Более простой и компактный дизайн, благодаря которому они должны быть легче в управлении и меньше подвержены эксплуатационным нарушениям;
Более высокая работоспособность и больший срок эксплуатации – обычно шестьдесят лет;
Пониженная вероятность аварий с расплавлением активной зоны;
Минимальное воздействие на окружающую среду;
Более глубокое выгорание ядерного топлива с целью снижения расхода топлива и количества отходов;
Наличие поглощающих стержней с целью продления срока действия ядерного топлива.

Эти характеристики очень неточные и четко не определяют, чем реакторы поколения 3 отличаются от других - кроме того, что за их основу был взят и подвергнут доработке дизайн реакторов PWR, BWR и Candu. Еще более неясным является различие между реакторами поколений 3 и 3+, по поводу которых Министерство энергетики США говорит только, что модели 3+ имеют преимущества в плане безопасности и экономических характеристик. До тех пор, пока не будет больше данных по реакторам поколений 3 и 3+, к любым цифрам относительно стоимости производства электроэнергии на подобных реакторах следует относиться с большой осторожностью.

Атомные реакторы можно в общих признаках классифицировать по используемым в них охладителям и замедлителям. Теплоноситель – это текучая среда (жидкость или газ), которая используется для отвода тепла из активной зоны ядерного реактора в турбину генератора. Замедлитель – это носитель, который снижает скорость нейтронов так, чтобы поддерживать в активной зоне реактора ядерную цепную реакцию. Существует много различных комбинаций охладителей и замедлителей, но среди моделей реакторов, которые сейчас функционируют или предлагаются на рынке, можно выделить четыре возможных охладителя и три замедлителя.

Наиболее общими типами атомных установок являются легководный ядерный реактор под давлением (PWR) и легководный кипящий ядерный реактор (BWR). Эта технология, которая изначально использовалась в двигателях атомных подводных лодок, в качестве охладителя и замедлителя использует обычную воду («легкую воду»). Преимущество воды заключается в ее дешевизне, хотя это и не самый эффективный замедлитель (некоторые нейтроны впитываются молекулами воды вместо того, чтобы «отскакивать» от нее). В результате пришлось увеличить пропорцию активных изотопов урана с 0,7 процента, содержащихся в природном уране, до более чем трех процентов. А это достаточно дорогостоящий процесс.

Недостаток воды в качестве охладителя заключается в том, что вода - это жидкость, и если произойдет разрыв в контуре охладителя, вода закипит и перестанет действовать как необходимо. Поэтому главным преимуществом в дизайне реактора является возможность избежать т.н. «аварии с потерей охладителя». Основное различие между моделями PWR и BWR заключается в том, что в BWR охлаждающая вода доводится до кипения и подается напрямую к генератору, турбины, где пар, созданный в активной зоне реактора, приводит в действие турбину. В модели PWR охлаждающая вода поддерживается в жидком состоянии благодаря давлению. Теплообменник (парогенератор) используется для перевода энергии во вторичный контур, где вода доводится до кипения и приводит в движение турбину. Поэтому модели BWR менее сложные, нежели PWR, но в силу того, что охлаждающая вода проходит напрямую к турбине, радиоактивное загрязнение установки больше. Большинство российских моделей реакторов ВВЭР по сути являются PWR. В Великобритании есть один работающий реактор типа PWR - Sizewell B, но ни одного реактора типа BWR.

На некоторых установках в качестве охладителя и замедлителя используется «тяжелая вода», самой распространенной моделью такого типа является Candu, разработанная в Канаде. В тяжелой воде изотоп водорода дейтерий заменяет самую распространенную форму атома; тяжелая вода является более эффективным замедлителем, и на установках типа Candu можно использовать природный (необогащенный) уран. Однако вся эффективность этой модели уравновешивается стоимостью производства тяжелой воды.

Все британские реакторы за исключением Sizewell B охлаждаются углекислым газом, а в качестве замедлителя используется графит. На установках первого поколения (модели Magnox) используется природный уран, однако они не в состоянии длительное время работать на полную мощность, так как углекислый газ в качестве охладителя при контакте с водой слегка окисляется и становится причиной коррозии труб. Установки второго поколения используют обогащенный уран и улучшенные материалы для предотвращения коррозии. Графит является эффективным замедлителем, но по сравнению с водой он очень дорогой; кроме того, к его недостатками можно отнести воспламеняемость, способность трескаться и деформироваться под воздействием радиации.

На модели РБМК, использованной на Чернобыльской АЭС, в качестве замедлителя применяется графит, а в качестве охладителя – легкая вода.

Стойкий интерес вызывают реакторы, в которых в качестве охладителя используется газообразный гелий, а в качестве замедлителя - графит, - это т.н. высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (HTGR). Гелий полностью инертен и является эффективным, хотя и дорогим охладителем. Использование гелия и графита означает, что реактор функционирует при гораздо большей температуре, нежели реакторы, использующие для охлаждения легкую воду или углекислый газ, благодаря чему больше тепловой энергии может быть превращено в электрическую; кроме того, появляются возможности использования части тепла для промышленных процессов при одновременном производстве электроэнергии. Однако, несмотря на исследования, ведущиеся в нескольких странах, включая Великобританию, на протяжении более чем 50 лет, до сих пор ни одной промышленной установки такого типа не было построено, а демонстрационные установки показывают неудовлетворительные результаты.

В последнее время возобновился интерес к технологии HTGR как к способу производства водорода в качестве топлива, которое может придти на смену бензину. Одной из самых передовых программ является южно-африканская программа, в ходе которой на основе старых немецких технологий создается модульный газоохлаждаемый ядерный реактор с шаровыми ТВЭЛами (PBMR). Эта модель так называется из-за того, что топливные элементы для нее производится в форме «голышей» размером с теннисный шар. Однако южно-африканская программа развивается с серьезным отставанием, и модель едва ли будет представлена для промышленных заказов раньше 2015 года.

Отвечу как профессионал. Самый лучший атомный реактор, которого вообще нет.

все плохие.
1. малый срок службы.
2. некуда девать отходы.
3. необходимость постоянного охлаждения, в т. ч. и отработанного. при прекращении охлаждения по любой причине - фокусима.

Если не строить надежные АЭС, то после сжигания нефти и газа нам останется топить углем. Поверьте - от него отходов больше на порядки, чем от других станций, в том числе и радиоактивные, и кислотные (наверное многие забыли уже про кислотные дожди).

Тот, который выдерживает землетрясение и нашу безалаберность.