К 1978 в мире работало уже около тысячи Я. р. различных типов. Составными частями любого Я. р. являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. 1). Основной характеристикой Я. р. является его мощность. Мощность в 1 Мет соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.   В активной зоне Я. р. находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние Я. р. характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтронов или реактивностью r: r = (К — 1)/Кэф. (1)   Если Кэф 1, то цепная реакция нарастает во времени, Я. р. находится в надкритичном состоянии и его реактивность r 0; если Кэф 1, то реакция затухает, реактор — подкритичен, r 0; при К= 1, r = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Я. р. в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, 252Cf и др.), хотя это и не обязательно, т.к.спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при Кэф 1.   В качестве делящегося вещества в большинстве Я. р. применяют 235U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В Я. р. на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный 235U (такими были первые Я. р.). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией xn 10 кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1—1000 эв.   По конструкции Я. р. делятся на гетерогенные реакторы, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов (рис. 2), и гомогенные реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном Я. р., называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ'ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называется ячейкой. По характеру использования Я. р. делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы. Часто один Я. р. выполняет несколько функций (см. Двухцелевой реактор).   Условие критичности Я. р. имеет вид: Кэф = К Р = 1, (1)   где 1 — Р — вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Я. р., К — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Я. р. так называемой «формулой 4 сомножителей»: К = neju. (2)   Здесь n — среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра 235U тепловыми нейтронами, e — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер 238U, быстрыми нейтронами); j — вероятность того, что нейтрон не захватится ядром 238U в процессе замедления, u — вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной h = n/(l + a), где a — отношение сечения радиационного захвата sр к сечению деления sд.   Условие (1) определяет размеры Я. р. Например, для Я. р. из естественного урана и графита n = 2,4. e » 1,03, eju » 0,44, откуда К=1,08. Это означает, что для К 1 необходимо Р0,93, что соответствует (как показывает теория Я. р.) размерам активной зоны Я. р. ~ 5—10 м. Объём современного энергетического Я. р. достигает сотен м3 и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Я. р. в критическом состоянии называется критическим объёмом Я. р., а масса делящегося вещества — критической массой. Наименьшей критической массой обладают Я. р. с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu — 0,5 кг. Наименьшей критической массой обладает 251Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Я. р. с естественным ураном: масса урана 45 т, объём графита 450 м3. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).   Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии xn нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = nt + 0,15xn (xn в Мэв), где nt соответствует делению тепловыми нейтронами. Табл. 1. — Величины n и h) для тепловых нейтронов (по данным на 1977) 233U 235U 239Pu 241Pu n 2,479 2,416 2,862 2,924 h 2,283 2,071 2,106 2,155 Величина (e—1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Я. р. (К  — 1) 1 (графитовые Я. р. с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).   Максимально возможное значение J достигается в Я. р., который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Я. р. используют слабо обогащенный уран (концентрация 235U ~ 3—5%), и ядра 238U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана максимальное значение nJ = 1,32.