Экология и производственная безопасность

40 Типыядерных реакторов по ско- ростям нейтронов : 1) Реактор на тепловых нейтро- нах ( тепловые реакторы ) – ядерный ре- актор, в котором основная доля деления ядерного топлива происходит при зах- вате тепловых нейтронов, которые в дан- ных реакторах образуются в результате замедления быстрых нейтронов ядрами замедлителя (воды, тяжелой воды, гра- фита, бериллия). Бомбардируемые теп- ловыми нейтронами изотопы (U 238 , U 233 , Pu 239 ) обладают большими сечениями деления, что позволяет снизить крити- ческую массу теплового реактора (сни- зить загрузку). Тепловые реакторы, работающие на природном уране, называют также конверторами, так как в них происходит превращениеU 238 в делящийся Pu 239 . При 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 используют- ся мощные реакторы этого типа, то обычные методы охлаждения не эффек- 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 нейтро- нах и без применения замедлителя. Для того чтобы размер ядерного реактора был критическим, в качестве ядерного топлива используется обогащенный уран или плутоний. Реактор на быстрых нейтронах имеет небольшой размер и большую загрузку топлива. Реакторы на быстрых нейтронах применяются в основном как реакторы-размножители (бридеры). Особенностью их является такая экономия нейтронов, что коэффи- циент конверсии становится больше единицы, благодаря чему количество образующегося делящегося вещества с запасом компенсирует его расход. Ис- пользуя, например, в качестве горючего плутоний, испускающий при делении 2,9 нейтрона (  = 2,9) и природный уран U 238 в качестве отражателя (без замед- лителя), можно теоретически затратить 1,9 нейтрона для превращения U 238  Np 239  Pu 239 . Получающийся плу- тоний использовался бы для поддержа- ния цепной реакции. На практике коэф- фициент конверсии определяется не u, а  – числом быстрых нейтронов, обра- зующихся на один нейтрон, поглощен- ный горючим. Наибольшее распростра- нение в ядерной энергетике в настоящее время нашли реакторы на быстрых нейтронах, работающие без замедли- теля. В таких реакторах (называемых промышленными реакторами) ядер- ным горючим является обогащенная смесь, в составе которой не менее 15 % изотопа U 235 . Основное достоинство реакторов на быстрых нейтронах – ядра U 238 , по- глощая нейтроны, посредством двух  -распадов превращаются в ядра Pu 239 , которые затем используются как ядер- ное топливо. Коэффициент воспроиз- Тип-Тип