Термоядерный синтез Физические основы ядерного синтеза Токамак Реакторная технология Перспективы термоядерной энергетики Атомные реакторы на быстрых нейтронах ТВЭЛ для РБМК Корпус ядерного реактора


Основные параметры делящихся изотопов представлены в Табл.1. Полное сечение характеризует вероятность взаимодействия любого типа между нейтроном и данным ядром. Сечение деления характеризует вероятность деления ядра нейтроном. От того, какая доля ядер не участвует в процессе деления, зависит выход энергии на один поглощенный нейтрон. Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, важно с точки зрения поддержания цепной реакции. Число новых нейтронов, приходящихся на один поглощенный нейтрон, важно, поскольку характеризует интенсивность деления. Доля запаздывающих нейтронов, испускаемых после того, как деление произошло, связана с энергией, запасенной в данном материале.

Табл.1 Характеристики делящихся изотопов

Для сравнения укажем, что сечение захвата тепловых нейтронов для природной смеси изотопов урана равно 7,68 барн/атом, а для 238U - 2,74 барн/атом.

Слои топливных фрагментов и их охлаждение Как было показано в § 6.2, существуют некоторые обстоятельства, при которых слои топливных фрагментов первоначально образуются на дне бассейна с теплоносителем (водой или натрием). Если имеется возможность эффективного охлаждения таких слоев, то можно избежать повторного расплавления и повреждения корпуса или полости, занятой слоем. В последние годы, и особенно после аварии на АЭС Three Mile Island, вопросу охлаждения таких слоев уделяется много внимания.

Данные Табл.1 показывают, что каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества. Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эВ) нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов. Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах (1 МэВ), в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или уран-233 в тепловом реакторе, чем уран-235 в реакторе на тепловых нейтронах. Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.

Дадим некоторые определения. Диоксид урана - химически и термически устойчивое (температура плавления 2760°С) соединение урана с кислородом (U02), что обусловило его выбор в качестве ядерного топлива легководных реакторов. Карбиды урана - соединения урана с углеродом. Обладают электропроводностью, высокой твердостью, термической и химической стабильностью. Карбиды урана обогащенные ураном-235, используются в качестве ядерного топлива.


Топливо для реакторов на быстрых нейтронах