ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Получение ядерного горючего в реакторах из "Основы химической технологии искусственных радиоактивных элементов " Искусственное ядерное горючее производится в специальных аппаратах, называемых ядерными реакторами, в результате использования самоподдерживающейся цепной реакции деления одного из делящихся изотопов. В зависимости от назначения и экономических соображений ядерные реакторы работают на тепловых, быстрых или промежуточных нейтронах [1 ]. Реакторы на быстрых нейтронах перспективны для использования в качестве удобных энергетических систем. Большинство построенных до настоящего времени реакторов работает на тепловых нейтронах. Имеется два типа таких реакторов гетерогенный, в котором ядерное горючее в виде кусков чистого металла или его соединения размещено в замедлителе в виде правильной решетки, и гомогенный, в котором ядерное горючее и замедлитель достаточно хорошо перемешаны. Большинство реакторов являются регенеративными, т. е. предназначены для производства новых делящихся изотопов. [c.7] В качестве поглотителя нейтронов используют уран-238 или торий-232. [c.7] Во всех случаях замещение одного материала другим должно давать преимущество, которое может сводиться либо к получению полезной мощности, либо к выигрышу в ценности или количестве горючего материала, либо к преобразованию делящегося изотопа из формы, недоступной для прямого извлечения и использования, в изотоп, легко выделяемый. [c.7] Воспроизводство делящегося материала построено на том, что только часть образующихся при делении нейтронов расходуется на цепную реакцию, тогда как другая часть их захватывается поглотителем с образованием нового делящегося изотопа. [c.8] Доля нейтронов, захватываемых ядром урана-235 с образованием урана-236, равна 0,543 0,8444 0,1556 = 0,10. [c.8] Этими соотношениями определялось бы воспроизводство ядерного горючего, если бы весь процесс шел на тепловых нейтронах. В действительности же в процессе в некоторой степени участвуют и быстрые нейтроны, часть которых расходуется на деление урана-238, что дает прирост быстрых нейтронов примерно на 3%. Другая часть быстрых нейтронов в процессе замедления испытывает резонансное поглощение в уране-238, что является существенным источником образования плутония. Для одного экспериментального реактора, работающего на природном уране, Мэррей [1 ] определил, что резонансное поглощение испытывают 10% быстрых нейтронов. Наконец, 4 % быстрых нейтронов теряется вследствие утечки из системы. Таким образом, из исходных 100 нейтронов подвергаются тепловому использованию только 89 нейтронов (100+ + 3 - 10 — 4 = 89). [c.9] Нейтроны, замедленные до тепловых энергий, тоже не все поглощаются ураном. Часть из них расходуется на поглощение в замедлителе, в элементах конструкции реакторов, а также пропадает из системы вследствие утечки. Для вышеупомянутого реактора величина этих потерь составляла 12% по отношению к исходному количеству быстрых нейтронов. В итоге из каждых 100 быстрых нейтронов тепловому использованию в уране подвергаются только 89 — 12 = 77 нейтронов. Как мы уже знаем, они распределяются следующим образом на поглощение ураном-238 с последующим образованием плутония расходуется 77-0,357=27,5 нейтрона, на деление урана-235 идет 77-0,543 = = 41,5 нейтрона и на захват ураном-235 с образованием урана-236 — остальные, т. е. 77 — (27,5 + 41,5) = 8 нейтронов. [c.9] Подведем некоторые итоги. Всего с образованием плутония поглощается 10 + 27,5 = 37,5% нейтронов захватывается с образованием урана-236—8% участвует в цепной реакции деления 41,5% нейтронов. В каждом последующем акте деления вновь образуется 41,5-2,46 100 быстрых нейтронов, и весь процесс повторяется вновь. [c.9] Следовательно, в реакторах на природном уране на 1 г урана-235, израсходованного на деление как таковое (или, что то же самое, на 1 г осколков деления), образуется 37,5 41,5 0,905 г плутония, а на 1 г сгоревшего урана образуется 37,5 (41,5 + + 8) 0,76 г плутония и 8 (41,5 + В) 0,16 г урана-236. [c.9] Все приведенные соотношения являются приближенными. [c.9] При использовании в качестве ядерного горючего урана-233, а в качестве поглотителя тория-232 получаются более выгодные соотношения для регенерации горючего. Теоретически должно образоваться нового урана-233 (из тория) на 5—6% больше, чем израсходовано. Более выгодные соотношения объясняются тем, что при делении урана-233 образуется 2,54 нейтрона на один акт деления [3], а отношение сечения деления урана-233 к его сечению захвата (с образованием урана-234) и к сечению поглощения тория-232 равно 533 52 7 барн. [c.10] Работа плутониевых реакторов на тепловых нейтронах с воспроизводством невозможна, так как у плутония при температуре 400° С, характерной для энергетических реакторов, очень невыгодны соотношения сечений захвата и деления. Плутоний может быть успешно использован в реакторах, работающих на быстрых нейтронах, так как соотношения сечений захвата и деления плутония на быстрых нейтронах создают возможность воспроизводства ядерного горючего. [c.10] При делении урана высвобождается большое количество энергии. [c.10] Энергия связи на нуклон для урана составляет 7,5 Мэе, тогда как в области массовых чисел от 80 до 150, в которой находится большинство осколков деления, энергия связи на нуклон в среднем равна 8,4 Мэе. Следовательно, при делении освобождается энергия, равная 0,9 Мзв на нуклон, или всего около 200 Мэе на ядро урана. [c.10] При установившейся работе реактора, когда распад продуктов деления происходит с той же скоростью, что и их образование, выделяющаяся энергия достигает максимального значения — 192 Мэе на одно деление, т. е. 203 Мэе минус энергия, уносимая нейтрино. [c.10] Действительный расход урана-235 с учетом образования урана-236 составляет 1,10 0,8444 = 1,3 г на 1 Мет-сутки. [c.11] Все возможные способы расщепления ядра урана-235 имеют разную вероятность. Выход осколков при делении определяется как отношение (процентное) числа делений, дающих осколок с данным массовым числом, к полному числу делений. [c.12] Выход осколков в зависимости от массового числа приведен на рис. 1. [c.12] Разделение осколков деления на легкую и тяжелую группы резко выражено. Массовые числа осколков лежат в интервале от 72 (цинк) до 161 (тербий). [c.12] Аналогичным образом происходит деление и двух других видов ядерного горючего — урана-233 и плутония-239 (рис. 2). [c.12] Вернуться к основной статье