Радиационная и химическая защита

1. Реакторы на быстрых нейтронах Применяя реакторы на быстрых нейтронах, можно гораздо полнее использовать природное ядерное горючее. Людям известны всего три вещества, ядра которых могут расщепляться - плутоний Ри-239 и два изотопа урана U-235 и U-233. Из них только уран-235 имеется в природе, а уран-233 и плутоний-239 в природе практически не встречаются. Эти изотопы образуются в результате бомбардировки нейтронами изотопов урана U-238 и тория Th-232, которые имеются в природе в относительно большом количестве: торий приблизительно в три раза более распространен в земной коре, чем уран. Применительно к реактору-размножителю можно рассматривать Ри-239 и U-233 как исходное ядерное топливо, а U-238 и Th-232 - как своего рода сырье, из которого в реакторе получается вторичное ядерное топливо, то есть новые порции Ри-239 и U-233. Следовательно, в реактор-размножитель загружается исходное ядерное топливо (Ри-239 и U-233) и атомное сырье (U- 238 и Th-232). Реактор производит тепловую энергию, преобразуемую на АЭС в электрическую, и дает вторичное ядерное топливо в количествах, превышающих первоначальную загрузку. Расходуемое и воспроизводимое ядерное топливо - в одних реакторах - Ри-239, в других - U-233. Реакторы на быстрых нейтронах производят энергию путем сжигания плутония при более полном использовании U-238 в реакторных топливных сборках, вместо расщепляющегося изотопа U-235, применяемого в большинстве реакторов. Если такие реакторы используются для производства большого количества плутония (большего, чем они потребляют), их называют реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Многолетний интерес к таким реакторам был обусловлен их способностью производить больше топлива, чем они потребляют. Кроме того, они рассматриваются как потенциальные установки для сжигания ядерных отходов. 151