§ 217в. Принципы действия ядерного реактора
Если внутри некоторого объема ядерного горючего цепная реакция началась и если она неуправляема, то результатом ее будет взрыв, так как число нейтронов, а вместе с ним и количество выделяющейся энергии в каждый последующий момент будет больше, чем в предыдущий. Количество энергии, выделенной за ничтожные доли секунды, будет столь велико, что последует взрыв.
Для того чтобы выделять энергию в постоянном или, во всяком случае, в регулируемом количестве, нужно создать такую установку, которая позволяла бы управлять коэффициентом размножения нейтронов. Эти установки называются ядерными реакторами или котлами. В такой установке мы должны иметь возможность начать цепную реакцию с коэффициентом размножения, незначительно превышающим единицу. Тогда концентрация нейтронов внутри котла, а вместе с ней и мощность реактора начнут расти. Доведя мощность до желательной, надо иметь возможность сделать коэффициент размножения точно равным единице. Реакция станет самоподдерживающейся: число нейтронов и выделяемая в единицу времени энергия будут неизменными.
Каждый реактор должен быть сконструирован таким образом, чтобы выделяющиеся при делении нейтроны использовались наиболее эффективно. Однако эффективное использование нейтронов не означает использования их исключительно для деления ядер и выделения энергии. В котел могут быть введены вещества, ядра которых могут поглощать нейтроны. При помощи реакций с нейтронами можно получить большое количество нужных искусственных радиоактивных изотопов и, что крайне важно, искусственное ядерное
горючее. Таким образом, ядерный реактор является установкой не только для производства энергии, но и для получения искусственных изотопов.
Нейтроны, выделяющиеся при делении, обладают скоростью в десятки тысяч километров в секунду. Тепловая скорость нейтронов порядка 
Наиболее эффективными в смысле деления являются тепловые медленные нейтроны.
Большие достоинства имеют ядерные реакторы, работающие на естественной или обогащенной смеси урана-235 и урана-238.
Уран-238 обладает свойством резонансного поглощения нейтронов. Сильное поглощение имеет, например, место при энергии 
В случае, если в реактор загружается смесь изотопов, замедление нейтронов до энергии, меньшей этой величины, становится совершенно необходимым.
Из сказанного следует, что основными элементами конструкции любого реактора являются: горючее, замедлитель нейтронов, поглотитель нейтронов (необходимый для регулировки коэффициента размножения) и защита, предохраняющая окружающих от потока нейтронов и от у-излучения, выделяющегося при ядерных превращениях, происходящих в реакторах.
Имеется значительное число работающих ядерных реакторов и проектов этих установок. Они могут отличаться друг от друга во многих отношениях: 1) материалом, при помощи которого вводится горючее (чистое ядерное горючее, обогащенное горючее, природный уран в виде металла или химических соединений); 2) расположением горючего (объемная решетка, решетка стержней, однородное распределение горючего в растворе или извести);
3) замедлителем (тяжелая или легкая вода, графит, бериллий);
4) типом охлаждения (вода, газ, жидкий натрий или отсутствие охлаждения). Реакторы могут быть спроектированы на любые мощности, начиная от долей киловатта и кончая сотнями тысяч киловатт. В зависимости от типа и количества замедлителя реакторы могут работать на медленных (тепловых) и на быстрых нейтронах.
Управление реакторами полностью автоматизировано. Контроль работы осуществляется с помощью нейтронных детекторов, расположенных в стенах реактора и способных измерять нейтронные потоки в пределах от 1 до 
. В детекторах материалом, чувствительным к нейтронам, служит бор-10 или уран-235, наплавленный на электроды ионизационной камеры, или газ — фтористый бор 
заполняющий камеру. В первом случае камера заполняется аргоном, азотом, гелием или воздухом при давлении в две атмосферы.
Очень большая ответственность лежит на различного типа усилителях ионизационного тока в релейных механизмах, передающих показания нейтронного детектора на приводы, управляющие движением контрольных стержней, а также стержней безопасности.
В процессе работы реактора положение контрольных стержней должно, очевидно, изменяться. Дело в том, что по мере накопления
продуктов распада количество вещества, поглощающего нейтроны, возрастает. Эти «отравляющие» вещества могут в некоторых случаях удаляться из котла автоматически (например, в том случае, если это газообразные продукты). Однако постепенное выдвижение контрольных стержней является необходимым условием для поддержания плотности нейтронов на неизменном уровне. Через некоторый срок, порядка 5—20 месяцев, «отравление» реактора станет настолько значительным, что дальнейшая его работа будет невозможной. Должны последовать очистка котла от продуктов распада, загрузка свежего горючего. К продуктам деления, сильно поглощающим нейтроны, относятся рутений-103, ксенон-131 и 135, неодимий-143, самарий-149 и 151, европий-151, 152 и 155, гадо-линий-155.
Разумеется, изменение коэффициента размножения происходит из-за образования искусственного горючего.
Если кроме ядерного горючего в реакторе имеется какое-то количество урана-238 или тория, то такой реактор наряду с выделением тепла производит искусственное ядерное горючее — плутоний из урана-238 и уран-233 из тория.
Реактор называется воспроизводящим (бридерным) в том случае, если количество делящегося материала в нем возрастает или по крайней мере остается неизменным. Воспроизводящий реактор может быть осуществлен лишь для таких расщепляющихся материалов и при таких условиях, когда среднее число нейтронов, возникающих при делении, больше двух. Для того чтобы создать условия воспроизводства горючего, надо рассчитать реактор таким образом, чтобы сделать по крайней мере равными число делящихся в секунду атомов и число атомов урана-238 (тория), превращающихся в секунду в плутоний (уран-233).
Для того чтобы превратить выделяющееся тепло в электрическую энергию, поступают совершенно таким же образом, как и на теплоэлектроцентралях, работающих на угле. Однако забор тепла надо производить в несколько приемов. В проектируемых в США реакторах на 1 млн. киловатт предполагается пропускать через реактор поток жидкого натрия, затем в теплообменнике передать это тепло второму натриевому циклу и отвести тепло в теплообменник водяным паром, который уже пойдет в турбину.
