Размножающие (бридерные) реакторы

Размножающие (бридерные) реакторы. Мы видели в нашем примере, что из 2,5 нейтрона, выделяющихся при делении ядра урана235, в среднем один нейтрон идет на поддержание цепной реакции, то есть на новое деление. Один нейтрон поглощается или выходит за пределы активной зоны реактора и только 0,5 нейтрона идет на получение плутония239. Таким образом, каждые два ядра урана235 дают одно ядро плутония239, то есть при рас­щеплении одного килограмма легкого изотопа урана по­лучается 500 граммов искусственного горючего.

Нельзя ли так построить ядерный реактор, чтобы в нем «сгоревший» уран235 полностью заменялся новым

ядерным горючим? Нетрудно догадаться, что в этом слу­чае для получения атомной энергии можно было бы пол­ностью использовать не только ничтожные количества урана235, но и весь природный уран и торий.

В этом случае имеющиеся на земле запасы ядерного горючего были бы увеличены в несколько сот раз.

Оказывается, это вполне возможно.

Для восстановления ядерного горючего необходимо, чтобы каждое деление урана235 приводило к образованию хотя бы одного ядра плутония239 или урана 233. Иначе го­воря, один из нейтронов, получившихся при делении, должен быть поглощен ураном238 или торием232, которые затем превращаются в ядра плутония239 или урана233. Но для существования цепной реакции, как мы знаем, необ­ходим второй нейтрон, который будет производить деле­ние урана235. Тем самым из образующихся в среднем 2,5 нейтрона при каждом делении два нейтрона должны быть использованы в этих двух процессах. Но в ядерном реакторе имеются различные потери нейтронов, и весьма существенным источником потерь является сам уран235, так как его ядра могут также поглощать нейтроны. При этом деления не происходит, а образуется ядро изотопа урана236, излучающее гамма-квант:

clip_image002

Новые нейтроны в этой реакции не освобождаются.

В реакторе, где должно происходить восстановление ядерного горючего, все эти потери не должны превышать 0,5 нейтрона из числа нейтронов, получающихся в каж­дом акте деления, то есть не больше 20 процентов обра­зующихся в реакторе нейтронов. Очевидно, надо найти возможности существенно уменьшить эти потери. В обыч­ном реакторе с замедлителем, использующим природный уран, они составляют примерно 40—50 процентов всего количества нейтронов деления. Утечку нейтронов можно уменьшить, увеличив размеры котла или применив эффек­тивный отражатель. Но в этом случае будет иметь место поглощение нейтронов в ядрах отражателя и увеличатся потери

Страница 1 of 412...Last »