Экология и производственная безопасность

320 превращении обогащенного или содер- жащего плутоний урана цепная реакция может идти в результате действия быст- рых нейтронов на U 238 с увеличением конверсии U  Pu. Применение замедли- телей в данном случае не нужно, а кри- тическая масса снижается до несколь- ких килограммов. Но если применяют- ся мощные реакторы этого типа, то обычные методы охлаждения неэффек- тивны и для охлаждения применяют металлы в жидком виде (натрий или сплавы щелочных металлов, ртуть, рас- плавленный висмут). На природном уране, содержащем около 0,7 % изотопа U 235 , могут быть по- строены только тепловые реакторы. Бы- стрые и промежуточные реакторы позво- ляют использовать уран, обогащенный изотопом U 235 , а также искусственно по- лученный плутоний и уран U 233 . 2) В реакторах на быстрых нейт- ронах деление ядерного топлива в ос- новном происходит на быстрых нейт- ронах и без применения замедлителя. Для того чтобы размер ядерного реак- тора был критическим, в качестве ядер- ного топлива применяется обогащен- ный уран или плутоний. Реактор на бы- стрых нейтронах имеет небольшой раз- мер и большую загрузку топлива. Ре- акторы на быстрых нейтронах приме- няются в основном как реакторы-раз- множители (бридеры). Особенностью их является такая экономия нейтронов, что коэффициент конверсии становит- ся больше единицы, благодаря чему количество образующегося делящего- ся вещества с запасом компенсирует его расход. Используя, например, в каче- стве горючего плутоний, испускающий при делении 2,9 нейтрона (  = 2,9) и природный уран U 238 в качестве отра- жателя (без замедлителя), можно тео- ретически затратить 1,9 нейтрона для превращения U 238  Np 239  Pu 239 . Полу- чающийся плутоний использовался бы для поддержания цепной реакции. На практике коэффициент конверсии опре- деляется не  , а  – числом быстрых нейтронов, образующихся на один ней- трон, поглощенный горючим. Наибольшее распространение в ядерной энергетике в настоящее время нашли реакторы на быстрых нейтронах, работающие без замедлителя. В таких реакторах (называемых промышленны- ми реакторами) ядерным горючим явля- ется обогащенная смесь, в составе ко- торой не менее 15 % изотопа U 235 . Ос- новное достоинство реакторов на быст- рых нейтронах: при их работе ядра U 238 , поглощая нейтроны, посредством двух  -распадов превращаются в ядра Pu 239 (рис. 1), который затем используется как ядерное топливо. Коэффициент воспро- изводства таких реакторов достигает 1,5, т.е. на 1 кг U 235 получается около 1,5 кг Pu 239 . В реакторах на медленных и промежуточных нейтронах также об- разуется плутоний, но в гораздо мень- ших объемах (коэффициент воспроиз- водства  0,6). 3) В реакторах на промежуточ- ных нейтронах большинство актов де- ления вызывается поглощением нейтро- нов с энергией выше тепловой, но уже заметно замедлившимися, – нейтронами, с энергией от 1 эв до несколько тысяч эВ. Виды реакторов по физическим характеристикам горючего В зависимости от относительного расположения делящегося вещества и замедлителя различают гетерогенные и гомогенные реакторы (рис. 2). Яде-Яде