Радиационная и химическая защита

на судах различного назначения, космических объектах, для исследовательских целей. 1.1. Реакторы на медленных нейтронах При создании ядерного реактора следует учитывать, что существуют различные варианты распада ядра урана, и существенный энергетический выход дает только реакция ядерного деления, происходящая с изотопом урана-235. Вероятность того, что ядро урана-235 поглотит нейтрон, велика лишь для медленных, или тепловых, нейтронов, то есть нейтронов, скорость которых незначительно превышает скорость молекул воздуха при комнатной температуре (примерно 2 х 103 м/с). Энергия тепловых нейтронов не превышает 0,03 МэВ. Между тем большинство нейтронов, освобождающихся при делении ядер урана, обладают значительно большей энергией - порядка 1-2 МэВ. Их скорости при этом велики - около 107 м/с, поэтому их называют быстрыми нейтронами . Для быстрых нейтронов вероятность захвата ядрами урана-235 примерно в 500 раз меньше, чем для медленных. Большая часть быстрых нейтронов захватывается ядрами урана-238 и не вызывает деления, но приводит к радиоактивному распаду с образованием плутония. Энергетический выход такой реакции мал и практически не используется. Известно, что в природной урановой руде обычно содержится 99,3% урана- 238, и только 0,7% урана-235. Поэтому для того, чтобы поддерживать ценную реакцию, необходимо: •во-первых, обогатить природную руду изотопом урана-235, повысив его содержание до 2 - 5%, •во-вторых, уменьшить скорости быстрых нейтронов до тепловых. Эти приемы используются в реакторах на медленных нейтронах, в которых выход энергии получается за счет расщепления ядер урана-235 медленными нейтронами. Вещества, которые способны уменьшать скорость движения нейтронов, называются замедлителями. Наиболее эффективно в 141