Появление в уране повышенного содержания урана-235 может развиваться только тогда, когда масса урана превысит так называемую критическую массу. В малых количествах урана большая часть нейтронов, не задев ни одного ядра, вылетают наружу. Для чистого урана-235 критическая масса составляет около 50 кг. Критическая масса урана может быть уменьшена во много раз с помощью так называемых замедлителей нейтронов. Дело в том, что нейтроны, образующиеся при распаде ядра Урана, имеют слишком большую скорость, вероятность захвата медленных нейтронов из ядер Урана-235 в сотни раз больше, чем быстрых. Лучшим замедлителем нейтронов является тяжелая вода D2O. Обычная вода при попадании нейтронов сама превращается в тяжелую воду.
Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов. При упругом взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода нейтроны замедляются до тепловых скоростей.
Использование замедлителей нейтронов и специальной бериллиевой оболочки, отражающей нейтроны, позволяет снизить критическую массу до 250 г.
В атомных бомбах цепная неуправляемая ядерная реакция возникает при быстром соединении двух кусков урана-235, каждый из которых имеет массу несколько ниже критической.
Устройство, в котором поддерживается управляемая реакция деления ядер, называется ядерным (или атомным) реактором.
Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием урана-235 (до 3 %). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор, которые интенсивно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции.
Активная зона охлаждается с помощью прокачиваемого теплоносителя, в качестве которого может применяться вода или металл с низкой температурой плавления (например, натрий, имеющий температуру плавления 98 °C). В парогенераторе теплоноситель передает тепловую энергию воде, превращая ее в пар высокого давления. Пар направляется в турбину, соединенную с электрогенератором. Из турбины пар поступает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя I и парогенератора II работают по замкнутым циклам.
Турбина атомной электростанции является тепловой машиной, определяющей в соответствии со вторым законом термодинамики общую эффективность станции. У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен
Следовательно, для производства 1000 МВтэлектрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.
Однако, главная проблема состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой.
