| 238U 75400 | 235U 640 | 239Tu 420 | 236U 360 | 240Pu 170 |
| 241Pu 70 | 237Np 39 | 212Pu 30 | 238Pu 14 | 241Am 13 |
| 231U 10 | 243Am 8 | 244Cm 2 | Осколки 2821 (в т. ч. отделения 235U—1585) |
Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия «весит» 3 кг). После остановки Ядерный реактор в топливе продолжается выделение энергии сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, главным образом за счёт b- и g-излучении осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Ядерный реактор работал достаточно долго, то через 2 мин после остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%.
Коэффициентом конверсии Kk называется отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в Ядерный реактор, к количеству выгоревшего 235U. Табл. 2 даёт KK = 0,25. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Ядерный реактор на естественном уране, при выгорании 10 Гвт × сут/т KK = 0.55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK= 0,8. Если Ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства Кв. В Ядерный реактор на тепловых нейтронах Кв < 1,а для Ядерный реактор на быстрых нейтронах Квможет достигать 1,4—1,5. Рост Кв для Ядерный реактор на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что для быстрых нейтронов g растет, a а падает (особенно для 239Pu, см. Реактор-размножитель).
Управление Ядерный реактор Для регулирования Ядерный реактор важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для 235U, 0,22% для 239Pu; в табл. 1 n — сумма числа мгновенных нейтронов n0 и запаздывающих n3 нейтронов). Время запаздывания Тзап от 0,2 до 55 сек. Если (Кэф — 1) £ n3/n0, то число делений в Ядерный реактор растет (Кэф > 1) или падает (Кэф < 1), с характерным временем ~Т3. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление Ядерный реактор
Для управления Ядерный реактор служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в Ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит — и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону Ядерный реактор (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы Ядерный реактор способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры r уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.
Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии Ядерный реактор: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях Ядерный реактор и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы Ядерный реактор (машина-советчик), либо, наконец, осуществлять управление Ядерный реактор в определённых пределах без участия оператора (управляющая машина).
Классификация Ядерный реактор По назначению и мощности Ядерный реактор делятся на несколько групп: 1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации Ядерный реактор; мощность таких Ядерный реактор не превышает несколько квт", 2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей Ядерный реактор), для производства изотопов. Мощность исследовательского Ядерный реактор не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Ядерный реактор относится импульсный реактор", 3) изотопные Ядерный реактор, в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в том числе Pu и 3H для военных целей (см. Ядерное оружие); 4) энергетические Ядерный реактор, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического Ядерный реактор достигает 3—5 Гвт (см. Ядерная энергетика. Атомная электростанция).
Ядерный реактор могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (H2O, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, H2O, D2O, Be, BeO, гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями — H2О, С, D2О и теплоносителями — H2O, газ, D2O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них «сжигается» 238U, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми Ядерный реактор Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.