Можно ли использовать 238U, которого в природном уране находится 99,3%?
В атомной энергетике имеют дело с двумя «сортами» нейтронов: так называемыми быстрыми, обладающими боль 
шей энергией, возникающими в результате ядерной реакции, например при делении ядра урана, и замедленными, энергия которых приблизительно в 100 разменьше энергии быстрых нейтронов.
Тепловые (замедленные) нейтроны можно получить, используя замедлитель, которым может служить обычная или тяжелая вода и графит.
Для первой загрузки реактора требуется относительно много плутония – порядка одной тонны, а единственным источни 
ком его получения являются реакторы на быстрых нейтронах (не будем забывать, что на Земле плутония практически нет). Отсюда следует еще одно важное требование к реакторам-размножителям (бридерам): быстрая наработка нового плутония для первоначальной загрузки во вновь вводимые в строй реакторы. Обычно темп наработки плутония изменяется временем удвоения его первоначальной загрузки. Желательно, чтобы время удвоения первоначальной загрузки плутония не превышало 10 – 12 лет.
Таким образом, из всего сказанного следует, что могут создаваться два типа атомных реакторов: реакторы на тепловых, заторможенных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. Установлено также, что реакторы на быстрых нейтронах предпочтительнее с точки зрения лучшего использования природного урана. Наконец, выяснено, что создание реакторов на быстрых нейтронах дело с разных точек зрения более сложное и современная техника менее к нему подготовлена. В настоящее время преимущественно строятся реакторы на тепловых нейтронах.
Дата добавления: 2015-08-14; просмотров: 467;