Расщепляющееся (ядерное) топливо
Расщепляющимся (ядерным) топливом называется вещество, способное выделять большее количество тепловой энергии за счет торможения продуктов деления тяжелых ядер химического элемента при взаимодействии их с нейтронами. В энергетике в качестве ядерного топлива используют в основном природный изотоп урана235 искусственные изотопы; уран — 233 и плутоний — 239. Уран (U) — радиоактивный элемент с атомной масссй 238,03 в природе встречается в виде трех изотопов 238U, 235U, 234U; 99 % всех запасов урана в недрах Земли находится в виде изотопа 238U. Стабильных изотопов уран не имеет; конечные продукты его распада — гелий и стабильные изотопы свинца (206Рв и 207Рв), по накоплению которых определяют возраст исследуемого объекта. Основная руда, из которой получают уран, урановая смолка UsOg. Торий (Th) — естественный радиоактивный элемент с атомной массой 232, 038 — практически чистый изотоп 232Th, с периодом полураспада 1,4 1010 лет; сырье, из которого получают торий — монацитовый песок. Плутоний Ри — радиоактивный элемент с атомной массой 242, в природе не встречается. В качестве ядерного топлива используют долгоживущий изотоп 239Ри (период полураспада 24 400 лет).
В природных условиях уран-235 находится в смеси с ураном-238, причем последний составляет 98—99 % массы природного урана. Чтобы повысить содержание в уране его изотопа 235U, уран обогащают, в результате чего содержание изотопа урана 235U удается увеличить с 1—2 до 40—80 %. Вероятность протекания реакции деления зависит прежде всего от энергии нейтронов. По скоростям движения нейтроны подразделяют: на медленные (или тепловые), энергия которых Еп = 0,03—0,5 эВ, промежуточные Еп = 1 -н 1 103 эВ и быстрые Еп = = 1 105 эВ и выше (1 эВ = 1,602-10-19 Дж). Чтобы реакция деления ядер началась, нейтронам необходимо преодолеть определенный энергетический барьер, т. е. иметь энергию выше энергии активации реакции деления. Величина энергии активации зависит как от вида ядер, так и от типа нейтронов. В процессе деления ядерного топлива образуются новые нейтроны,которые могут быть использованы для обеспечения самоподдерживающейся цепной реакции деления. Однако в результате деления ядерного топлива образуются преимущественно быстрые нейтроны. Чтобы снизить энергию и тем самым обеспечить их участие в реакции деления, организуют замедление этих нейтронов. В качестве замедлителя обычно используют обычную воду Н20, графит С, в ряде случаев тяжелую воду D20 и бериллий Be.
Установлено, что ядра с нечетным числом нейтронов, имеющие большую энергию возбуждения при захвате нейтрона делятся, в основном, тепловыми нейтронами, а ядра с четным числом нейтронов, имеющие малую энергию возбуждения, делятся только под действием быстрых нейтронов (правило Бора). В связи с этим тяжелые ядра урана — 235, урана — 233 и плутония — 239 делятся под действием медленных (тепловых) нейтронов, а ядра урана — 238 и тория — 232—быстрых нейтронов.
Поскольку ядра с четным числом нейтронов делятся быстрыми нейтронами, был разработан метод деления ядер урана—238 232 этими нейтронами, при котором одновременно с выделением энергии, образуются изотопы плутония—239 и урана—233, делящиеся тепловыми нейтронами (рис. 1.11). Таким образом, одновременно с реакцией деления ядер топлива в этом случае происходит накопление других изотопов урана и плутония, что увеличивает запасы ядерного топлива с учетом потерь в 15—25 раз за счет энергии урана н в 2—3 раза за счет энергии тория. В результате реакции деления ядер топлива кинетическая энергия продуктов реакции, попадающих в вещество теплоносителя, превращается в теплоту. Так 1 кг ядерного топлива обеспечивает реализацию тепловой .мощности в 2 МВт в течение года.
