Чтобы цепная реакция деления поддерживалась на неизменном уровне, необходимо иметь возможность непрерывно регулировать ход этой реакции, поскольку даже незначительное превышение коэффициента размножения нейтронов над единицей немедленно приведет к взрыву, а при К_эфф < 1 цепная реакция быстро затухает.

Это достигается в управляемой цепной реакции деления, впервые осуществленной в 1942 г. в США под руководством Э. Ферми и независимо в СССР в 1946 г. под руководством И. В. Курчатова. Установка, в которой осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, называется ядерным реактором.

Главной частью реактора (рис. 39.3) является активная зона, в которой протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия. В активной зоне размещены тепловыделяющие элементы (ядерное топливо) 1. Для уменьшения утечки нейтронов активная зона окружена отражателем нейтронов 2. Реакцией управляют с помощью регулирующих стержней 4, сделанных из материала, сильно поглощающего нейтроны (кадмий или бор). При определенной глубине погружения стержней в активную зону реакция деления протекает с постоянной интенсивностью (К_эфф = 1). Этот критический режим непрерывно поддерживается с помощью автоматического устройства, которое управляет перемещением стержней и мгновенно реагирует даже на незначительное увеличение или уменьшение интенсивности реакции.

Можно построить ядерный реактор на чистом расщепляющемся материале, однако проще и дешевле использовать смеси изотопов. Часто в качестве ядерного топлива используется природный уран, в котором на один атом ²³⁵₉₂U приходится 140 атомов ²³⁸₉₂U или уран, несколько обогащенный изотопом ²³⁵₉₂U.

Как говорилось выше, ядра изотопа ²³⁸₉₂U захватывают нейтроны в большинстве случаев без последующего деления.

Поэтому, казалось бы, в среде с большим содержанием ²³⁸₉₂U цепная реакция деления невозможна. Однако оказывается, что ядра ²³⁸₉₂U очень слабо поглощают медленные (тепловые) нейтроны, в то время как ядра делящегося изотопа ²³⁵₉₂U, наоборот, гораздо эффективнее поглощают медленные нейтроны, чем быстрые. Поэтому, если нейтроны, образующиеся при делении, замедлять, цепная реакция становится возможной и на природном уране. Сам уран плохо замедляет нейтроны, поскольку у него очень тяжелые ядра. Наиболее эффективно замедляют нейтроны вещества, состоящие из легких атомов. Необходимо, чтобы замедлитель сам слабо поглощал нейтроны. Хорошими замедлителями являются гелий, не поглощающий нейтроны, и тяжелая вода. На практике обычно используют в качестве замедлителей углерод (в виде графита) или обычную воду. Схема цепной реакции на медленных нейтронах изображена на рис. 39.4.

Активная зона реактора на тепловых нейтронах заполнена замедлителем 3 (рис. 39.3), внутри которого размещены стержни или пластины из ядерного топлива. Выделяющееся при реакции тепло отводится из активной зоны теплоносителем 5, циркулирующим по специальным каналам. Чаще всего эту роль выполняет вода под большим давлением; применяются также газы и жидкий натрий. Это тепло используют для получения водяного пара, приводящего в действие турбогенератор атомной электростанции или двигательной установки.

Поскольку ядерный реактор является мощным источником сильнопроникающего нейтронного и γ-излучения, его помещают в толстую защитную оболочку 6.

В реакторе, работающем на смеси изотопов ²³⁵₉₂U и ²³⁸₉₂U, одновременно с цепной реакцией деления происходит превращение ядер ²³⁸₉₂U захвативших нейтроны, в ядра ²³⁹₉₄Pu т. е. происходит переработка ядерного сырья в расщепляющийся материал. Образующийся плутоний участвует в реакции. Таким образом, идет частичное воспроизводство истраченного ядерного горючего. Плутоний после остановки реактора можно получить и в чистом виде, выделив его химическим путем. Такой способ получения чистого расщепляющегося материала проще трудоемкого разделения изотопов урана. Таким же путем при переработке тория ²³²₉₀Th получают ²³³₉₂U.

Если природный уран обогатить изотопом ²³⁵₉₂U повысив его содержание до 15—20%, то цепная реакция становится возможной и без замедления нейтронов. Такой реактор без замедления нейтронов называется реактором на быстрых нейтронах. При его работе расщепляющиеся материалы производятся в большем количестве, чем тратятся (рис. 39.5). Это объясняется тем, что отсутствуют бесполезные потери нейтронов в замедлителе; кроме того, ядра ²³⁸₉₂U захватившие быстрые нейтроны, сами делятся и вносят некоторый вклад в размножение нейтронов.

Итак, реакторы на быстрых нейтронах вырабатывают энергию и при этом в целом не только не расходуют, но и производят расщепляющиеся материалы; тратится только ядерное сырье.

Активная зона реактора на быстрых нейтронах очень мала, и отводить тепло очень сложно; приходится использовать жидкий натрий — самый эффективный теплоноситель, но и самый неудобный из-за его химической активности.