Ядерный реактор - это содержащая ядерное горючее установка, в которой осуществляется управляемая ядерная реакция.
В качестве делящегося вещества в реакторах используют природный (либо слегка обогащенный изотопом ) уран. Для возбуждения цепной реакции в природном уране используется замедление нейтронов при их столкновениях с легкими ядрами ( - в тяжелой воде или - графит). Вероятность деления ядра тепловыми нейтронами примерно в 200 раз больше, чем вероятность поглощения нейтрона ядром . Однако, при делении ядер тепловыми нейтронами рождаются нейтроны быстрые, которые прежде чем замедлиться могут поглотиться. Вероятность захвата нейтрона ядром достигает очень больших значений в определенных узких интервалах энергий (около 7 эВ). В однородной смеси ядерного горючего с поглотителем вероятность поглощения нейтронов слишком велика и цепная реакция не может осуществиться. Эту трудность обходят, располагая уран в замедлителе дискретно, в виде блоков, образующих правильную решетку (см. рис. 17.2).
В такой среде поглощение нейтронов резко уменьшается, т.к. нейтроны опасной для поглощения энергии могут не попасть в уран, а, замедляясь, "уйти" из опасного интервала энергий.
Рис. 17.2
Режим работы реактора выбирают таким образом, чтобы цепная реакция развивалась только при участии запаздывающих нейтронов. Так как запаздывание составляет время около минуты, то реакция может быть хорошо регулируемой. Регулирующие стержни (см. рис. 17.2) содержат элементы хорошо поглощающие нейтроны (кадмий или бор). Введение стержней в реактор уменьшает коэффициент размножения нейтронов, выведение - увеличивает. Регулирование производится автоматически.
Выделяющаяся в реакторе тепловая энергия может использоваться для выработки электрогенератором электрической энергии. Схема такой ядерной электростанции изображена на рис. 17.3.
Рис. 17.3