Еще в начале XX в. английскому физику Резенфорду – одному из основателей науки об атомном ядре – удалось превратить атом азота в атом кислорода. Было определено, что при определенных условиях ядра атомов могут вступать в реакцию с ядрами атомов наиболее легких элементов – водорода (протоны и дейтроны) и гелия (альфачастицы), а также с нейтронами. В результате таких реакций изменяется состав ядер, что во многих случаях и приводит к превращению одних химических элементов в другие. При бомбардировке ядра, атом переходит в возбужденное состояние, а через короткий промежуток времени – теряет избыточную энергию, которая преобразуется в кинетическую энергию (в результате чего происходит нагревание ядерного вещества) и испускаются гамма-лучи.
В 30-х гг. ХХ в. было обнаружено, что под действием нейтронной бомбардировки, ядра урана могут распадаться на ядра элементов с меньшими атомными номерами, а к 40-м гг. были получены все теоретические обоснования возможности осуществления самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Возможность осуществления такой реакции обеспечена тем, что что каждый акт деления ядра производит два или три нейтрона, способных вызвать деление других ядер ядерного топлива.
Практическое применение свойства цепного деления привело к созданию ядерного оружия (использующего неуправляемую цепную реакцию) и ядерных реакторов, использующих управляемую цепную реакцию.
Возможность регулировать процесс деления обеспечивают два фактора. Во-первых – в любом реакторе происходит поглощение нейтронов горючим и другими материалами, не приводящее к делению, и, во-вторых – происходит утечка нейтронов. Это позволяет поддерживать число актов деления постоянным в единицу времени.

Принцип действия
Типичный ядерный реактор состоит из следующих частей:
• активная зона с ядерным топливом и замедлителем;
• теплоноситель;
• отражатель нейтронов;
• система регулирования цепной реакции;
• радиационная защита;
• система дистанционного управления.
В активной зоне атомного реактора осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер. Замедлитель уменьшает скорость движения нейтронов, вследствие чего возрастает вероятность поглощения нейтронов ядрами.
Ядерное топливо в активной зоне хранится в специальных тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ), которые определяют надежность, размеры и стоимость реактора. Обычно используют ТВЭЛ в виде стержней – в них топливо в виде прессованных таблеток двуокиси урана заключено в оболочку из стали или циркониевого сплава.
Более 90 % энергии, освобождающейся при делении ядер, выделяется внутрь ТВЭЛ и отводится теплоносителем.
В качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости. В качестве теплоносителя, охлаждающего тепловыделяющие элементы применяют тяжелую воду. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество – обычная или тяжелая вода.
Активная зона ядерных реакторов окружается отражателем нейтронов — слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны.
Для регулирования работы реактора в активную зону вводятся стержни из материалов, хорошо поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Движение стержней управляется специальными механизмами, работающими по сигналам датчиков. В качестве датчика, измеряющего уровень ионизации используется так называемая ионизационная камера.
Все элементы конструкции реактора размещаются в прочном герметичном корпусе, окруженном радиационной защитой.
Для управления ядерным реактором служит система управления и защиты, которая включает в себя автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток, компенсирующие элементы (служат для компенсации отравления, выгорания, температурных эффектов) и аварийные элементы, уменьшающие реактивность при появлении аварийных сигналов. На случай непредвиденного развития цепной реакции предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней.

Реактор на медленных нейтронах
В настоящее время наибольшее распространение получили гетерогенные реакторы на медленных (тепловых) нейтронах.
Топливом реакторов на медленных нейтронах служит природный и слабообогащенный уран, для развития цепной реакции в котором скорости нейтронов должны быть уменьшены до тепловых – то есть необходим замедлитель. Для таких реакторов характерны концентрации ядерного топлива U235 в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 (критическая масса U235 – несколько десятков килограммов) и наличие больших масс замедлителя.
Управление реактором производится с помощью управляющих стержней, изготовленных из соединений бора или кадмия. Для запуска реактора стержни выводятся из активной зоны до тех пор, пока выделение энергии не достигнет заданного уровня.
В гетерогенном ядерном реакторе горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны.

Реактор на быстрых нейтронах
Топливом для реакторов на быстрых нейтронах служит высокообогащенный уран. Активная зона реактора окружена зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛ, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.
Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива U235 или U239 порядка 1000 кг/м3.

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передается теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения теплоносителя. Давление в первом контуре может доходить до 160 атмосфер.
Общее количество контуров может меняться для различных реакторов. Реакторы типа РБМК (реактор большой мощности канального типа) использует один водяной контур, реакторы БН (реактор на быстрых нейтронах) — два натриевых и один водяной контуры, другие проекты реакторных установок предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях.

Достоинства и недостатки
+
• Небольшой объем используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки.
• Высокая мощность, которая может достигать 1000—1600 МВт на энергоблок.
• Относительно низкая себестоимость энергии.
• Возможность размещения в отдаленных регионах.
• Малый уровень загрязнения окружающей среды.
-
• Облученное топливо опасно, требует сложных и дорогих мер переработки и хранения.
• Нежелателен режим работы с переменной мощностью.
• Катастрофические последствия аварий.
• Большие капиталовложения, необходимые для постройки станции, а также для последующей ликвидации отслуживших блоков и хранения радиоактивных отходов.

Классификация реакторов
По спектру нейтронов
• на медленных (тепловых) нейтронах («тепловой реактор»)
• на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
• на промежуточных нейтронах
• реактор со смешанным спектром
По размещению топлива
• гетерогенные реакторы (топливо размещается в активной зоне в виде блоков, между которыми находится замедлитель)
• гомогенные реакторы (топливо и замедлитель представляют однородную смесь)
По виду топлива
• изотопы урана – U235 и U233
• изотоп плутония – Pu239
• изотоп тория – Th232
По степени обогащения
• естественный уран
• слабо обогащенный уран
• чистый делящийся изотоп
По химическому составу топлива
• металлический уран
• диоксид урана
• карбид урана
По виду теплоносителя
• вода («водо-водяной реактор»)
• газ («графито-газовый реактор»)
• D2O (тяжелая вода)
• с органическим теплоносителем
• с жидкометаллическим теплоносителем
• на расплавах солей
• с твердым теплоносителем
По роду замедлителя
• графит
• вода
• тяжелая вода
• Be, BeO
• гидриды металлов
• без замедлителя («реактор на быстрых нейтронах»)