Ядерный реактор – это установка, в которой возможно осуществление управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Реакторы можно классифицировать по используемому топливу (делящимся и сырьевым изотопам), по виду замедлителя, по типу тепловыделяющих элементов и по роду теплоносителя.

Делящиеся изотопы. Имеются три делящихся изотопа – уран-235, плутоний-239 и уран-233. Уран-235 получают разделением изотопов; плутоний-239 – в реакторах, в которых уран-238 превращается в плутоний, ²³⁸U ® ²³⁹U ® ²³⁹Np ® ²³⁹Pu; уран-233 – в реакторах, в которых торий-232 перерабатывается в уран. Ядерное топливо для энергетического реактора выбирается с учетом его ядерных и химических свойств, а также стоимости.

В приводимой ниже таблице представлены основные параметры делящихся изотопов. Полное сечение характеризует вероятность взаимодействия любого типа между нейтроном и данным ядром. Сечение деления характеризует вероятность деления ядра нейтроном. От того, какая доля ядер не участвует в процессе деления, зависит выход энергии на один поглощенный нейтрон. Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, важно с точки зрения поддержания цепной реакции. Число новых нейтронов, приходящихся на один поглощенный нейтрон, важно, поскольку характеризует интенсивность деления. Доля запаздывающих нейтронов, испускаемых после того, как деление произошло, связана с энергией, запасенной в данном материале.

>

ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ
Изотоп	Уран-235		Уран-233		Плутоний-239
Энергия нейтрона	1 МэВ	0,025 эВ	1 МэВ	0,025 эВ	1 МэВ	0,025 эВ
Полное сечение	6,6 ± 0,1	695 ± 10	6,2 ± 0,3	600 ± 10	7,3 ± 0,2	1005 ± 5
Сечение деления	1,25 ± 0,05	581 ± 6	1,85 ± 0,10	526 ± 4	1,8 ± 0,1	751 ± 10
Доля ядер, неучаствующих в делении	0,077 ± 0,002	0,174 ± 0,01	0,057 ± 0,003	0,098 ± 0,004	0,08 ± 0,1	0,37 ± 0,03
Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления	2,6 ± 0,1	2,43 ± 0,03	2,65 ± 0,1	2,50 ± 0,03	3,03 ± 0,1	2,84 ± 0,06
Число нейтронов на один поглощенный нейтрон	2,41 ± 0,1	2,07 ± 0,02	2,51 ± 0,1	2,28 ± 0,02	2,8 ±	2,07 ± 0,04
Доля запаздывающих нейтронов, %	(0,64 ± 0,03)	(0,65 ± 0,02)	(0,26 ± 0,02)	(0,26 ± 0,01)	(0,21 ± 0,01)	(0,22 ± 0,01)
Энергия деления, МэВ	200		197		207
Все сечения приведены в барнах (10 -28 м2).

Данные таблицы показывают, что каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества. Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эВ) нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов. Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах (1 МэВ), в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или уран-233 в тепловом реакторе, чем уран-235 в реакторе на тепловых нейтронах. Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.

назад   дальше