Nükleer enerji santralları, kömürle çalışan termik santrallardan pek farklı değildir. Termik santrallarda kömür yakılarak su kaynatılır, böylece elde edilen buhar gücüyle bir türbin döndürülür ve türbin elektrik üretir. Nükleer enerji santrallarında ise, gerekli ısı atomların bir reaktörde bölünmesiyle üretilir.
Reaktör Tipleri. Kullanılabilir miktarda enerji üreten ilk reaktörler 1950'lerde İngiltere'deki Calder Hall'da kuruldu. Bu reaktörler aslında askeri amaçla plütonyum üretmek ve nükleer enerji konusunda deneyim kazanmak için kurulmuştu; bunlarda elektrik üretimine 1956'da başlandı. Bu reaktörlerin yavaşlatıcıları, Fermi'nin reaktöründe olduğu gibi grafitti; yakıt olarak, magnezyum alaşımından bir kap içine yerleştirilmiş doğal uranyum metali kullanılıyor ve sistem basınçlı karbon dioksitle soğutuluyordu. Tepkime sırasında oluşan ısıyı emen karbon dioksit bunu ısı değiştiricilerine taşıyor ve ısı burada, elektrik üretmeye yarayan türbo-alternatörleri çalıştıracak buharı elde etmek için kullanılıyordu. Bu reaktörlere "magnox" tipi reaktör denirdi; daha sonra bunların benzeri başka reaktörler yapıldı ve Geliştirilmiş Gaz Soğutmalı Reaktör (AGR) tipi ortaya çıktı.
1950'lerin başlarında ABD'li bilimciler, denizaltılarda güç kaynağı olarak kullanılmak üzere küçük reaktörler geliştirme çabasına giriştiler. ABD'li yetkililerin elinde çok miktarda zenginleştirilmiş uranyum (U-235 oranı artırılmış uranyum) vardı; yavaşlatıcı olarak da grafit yerine su kullanmayı düşündüler. Aslında su nötronları soğurur, yani içinde tutar ve zincirleme tepkimeyi sürdürmeye yarayan nötronların sayıca azalmasına neden olur; ama nötronları yavaşlatmakta grafitten daha etkilidir. Denizaltılar için küçük reaktörler yapmayı başaran ABD'li bilimciler daha sonra, ucuz elektrik üretebilecek bir reaktör geliştirmenin yollarını aramaya başladılar. Bu çalışmaların sonucunda iki ana reaktör tipi tasarımı geliştirildi: Basınçlı Su Soğutmalı Reaktör (PWR) ve Kaynar Sulu Reaktör (BWR).
PWR tipi reaktörlerde yakıt olarak, yaklaşık yüzde 3 oranında U-235 içerecek biçimde zenginleştirilmiş ve özel alaşımdan yapılmış bir kutu içine yerleştirilmiş uranyum dioksit kullanılır. Yavaşlatıcı ve soğutucu olarak da sudan yararlanılır. Pompalanan su önce reaktörde dolaştırılır, sonra ısı değiştiricisine aktarılır; reaktörde ısınan su, ısı değiştiricisindeki ikinci bir su devresinde buhara dönüştürülür ve bu buhar elektrik üreten türbinleri çalıştırır. BWR tipi reaktörde, reaktörün "kalp" bölümü, yani zincirleme tepkimenin oluştuğu bölüm PWR'ninkiyle aynıdır; ama bunlarda ikinci bir su sistemi yoktur ve reaktörün soğutma devresinden çıkan buhar doğrudan türbinlere beslenir. Nükleer enerji üretmekte olan ülkelerin pek çoğunda PWR ya da BWR tipi reaktörler kullanılır.
Reaktörün İçi. Modern nükleer reaktörlerde, yakıt elemanları olan uranyum çubukları reaktörün içine demetler halinde yerleştirilir. Çubuklar kafes biçiminde düzenlenir; böylece soğutma sıvısı ya da gazının bunların arasından akarak ısıyı emmesi ve taşıması sağlanır. Yakıt elemanlarının arasındaki kanallara, kolayca nötron soğurabilen ve böylece zincirleme tepkimeleri durdurabilen bir maddeden (örneğin bordan) yapılmış "denetim" çubukları yerleştirilir. Bu çubuklar bulundukları kanallarda yükseltilip alçaltılarak enerji üretim miktarı denetim altında tutulabilir. Bütün yakıt elemanları ve denetim çubukları yavaşlatıcı olarak kullanılan malzemeye gömülmüş durumdadır. Yavaşlatıcı olarak grafit, su ya da ağır su (bir hidrojen izotopu olan döter-yum bakımından zengin su) kullanılabilir. Reaktörün bu kalp bölümü, çekirdek bölünmesi sırasında ortaya çıkan ışınımın (radyasyonun) dışarı sızmasını engellemek amacıyla çok kalın bir beton ya da çelik kalkanla çevrilidir.
"Hızlı" Reaktörler. Her uranyum çekirdek
bölünmesi tepkimesinde iki ya da üç nötron serbest kalır. Oysa zincirleme çekirdek bölünmesi tepkimesini sürdürebilmek için bunlardan yalnızca birine gerek vardır ve sonuçta çok sayıda nötron "yedek" olarak kalır. Yedeklerden bazıları kaçar; ama bunlar reaktör kalkanı, yavaşlatıcı ve çekirdeği bölünemeyen U-238 tarafından tutulur. Geriye kalanlar da denetim çubuklarıyla "temizlenir".
Daha önce açıklandığı gibi, U-238'de tutulan nötronlar bu uranyum izotopunun çekirdeği bölünebilir plütonyuma dönüşmesine neden olur. Plütonyum bir atık değil, potansiyel değeri U-235'inkinden daha büyük olan bir yakıttır. Oluşan plütonyumun bir bölümü, ısıl (yani ısı üreten, termik) reaktörlerde çekirdek bölünmesine uğrar; ama kalanı, kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi sırasında ayrılıp geri kazanılabilir. Ayrılan bu plütonyum taze yakıt çubukları haline getirilebilir ve "hızlı" reaktörlerde kullanılabilir. Bu tür reaktörlerin yavaşlatıcıları olmadığı için, bunlarda nötronların yavaşlatılması söz konusu değildir. Ama plütonyum çok tehlikeli bir maddedir ve taşınırken büyük özen gösterilmesi gerekir.
Hızlı reaktörlerde aynı miktar uranyumla, "konvansiyonel" ısıl reaktörlerdekine oranla 50-60 kat daha fazla enerji üretilebilir. Hızlı reaktörlerde, ısıl nükleer reaktörlerden bir yan ürün olarak çıkan plütonyum yakılabildi-ği gibi, çekirdeği bölünebilir olmayan ve ısıl reaktörlerce "yakılamayan" U-238 de plütonyuma dönüştürülebilir; bu nedenle bu tip reaktöre hızlı üretken reaktör de denir.
İlk ticari amaçlı hızlı reaktör Fransa'nın güneybatısındaki Creys-Malville'de kuruldu; Super Phénix (Süper Anka) adı verilen bu reaktörde soğutucu olarak sıvı sodyum kullanılmaktadır. SSCB ve İngiltere'de de elektrik enerjisi üreten hızlı üretken reaktörler vardır.
