Для организации основного процесса, протекающего в реакторе, - процесса деления ядер топлива необходимо обеспечить определённые условия. Прежде всего необходимо выбирать изотопы, которые при взаимодействии с нейтронами с достаточно большой вероятностью могут делится и в меньшей степени участвовать в других ядерных реакциях. В кач-ве такого изотопа в атомной энергетике используется в основном 235U. В природе он нах-ся в смеси с другим изотопом урана-238 U, причем содержание 235U в этой смеси менее 1%, 238U в сущ-но меньшей степени, чем основной изотоп, склонен к реакции деления, однако участвует в других ядерных реакциях, в том числе в реакциях поглощения нейтронов без деления и без выделения тепловой энергии. В реактор загружается, как правило, смесь двух названых изотопов урана, обогащённая 235U.
Вероятность протекания реакции зависит от ряда факторов и прежде всего от энергии нейтронов. С наибольшей вероятностью нейтроны низких энергий, энергия которых сопоставима с тепловой энергией движения ядер среды, вызывают деление ядер 235U. Данные нейтроны обычно наз. тепловыми. С др стороны, в процессе деления ядерного топлива, образуются преимущественно нейтроны высоких энергий (быстрые нейтроны). Для того, чтобы последние могли эффективно участвовать в цепной реакции деления ядер 235U, целесообразно снизить их энергию (замедлить). Реакторы, в которых произв замедл нейтронов, образовавшихся при делении топлива, наз реакторами на тепловых нейтронах, т.к. деление 235U в этом типе реакторов вызывают в основном именно тепловые нейтроны. Материал, в котором осуществляется процесс замедления нейтронов, наз замедлителем. В кач-ве замедлителя обычно используют легкую воду H2O, графит С, а в ряде случаев, тяжёлую воду D2O, и бериллий Ве.
На ядрах указанных материалов эффективно протекает реакция упругого рассеяния нейтронов, в рез-те которой и происходит снижение энергии последних. Реакторы, в которых замедлитель отсутствует, наз. реактором на быстрых нейтронах, т.к. процесс деления ядер топлива в них вызывается в основном нейтронами высоких энергий.
Рассмотрим конструкцию водоводяного реактора корпусного типа.
Активная зона реактора 1 расположена в подвесной корзине 2 и нах-ся внутри корпуса аппарата 3, несущего давление. Верхняя крышка 8 уплотняется прокладкой 9 через нажимное кольцо 10. Теплоноситель подводится ч/з нижний ряд патрубков, опускается вниз по кольцевому зазору м/у корпусом и цилиндром корзины и поступает в нижнюю часть активной зоны. В акт зоне он нагревается и отводится ч/з верхний ряд патрубков 6. Активная зона реактора состоит из кассет, вплотную установленных друг к другу. Корпус ВВЭР должен выдерживать высокое давление.
Пример реактора канального типа (РБМК). Реактор явл аппаратом канального типа с кипящим теплоносителем, т.к. входит в состав одноконтурной АЭС. Графитовая кладка 7, выполняющая ф-ции замедлителя нейтронов, опирается на нижнюю ж/б плиту. Сверху имеется аналогичная ж/б плита 2, кот опирается на кольцевой бак биологической защиты 1, заполненный водой. Верхняя и нижняя ж/б плиты соединены цилиндрической обечайкой и вместе представляют собой герметичный корпус, несущий небольшое избыточное давление инертного газа