18. Пути расширения топливной базы ядерной энергетики. Реактор на быстрых нейтронах. Коэффициент воспроизводства.

Основным топливом реактора является уран-235. Но среди всего урана его в мире около 0.714%, что чрезвычайно мало. Поэтому применяется расширенное воспроизводство топлива – это воспроизводство с коэффициентов воспроизводства > 1 (коэффициент воспроизводства КВ = отношение накопившихся ядер к сгоревшим ядрам). Такие реакторы иногда называют реакторами-размножителями. В ядерных реакторах протекают реакции: , . (Если забыли: Np – нептуний, Th – торий, Pa – протактиний, Pu – плутоний).

Наибольший коэффициент воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах. Для поддержания цепной реакции в них используются нейтроны с энергией > эВ. В качестве теплоносителя в них используются жидкие металлы (натрий, свинец, свинец-висмут), т.к. вода является замедлителем нейтронов. Быстрые нейтроны, образующиеся в результате вынужденного деления ядер, можно использовать и без какого-либо замедления. Схема такова: быстрые нейтроны, образовавшиеся при делении ядер урана-235 или плутония-239, поглощаются ураном-238 с образованием (после двух бета-распадов) плутония-239. Причем на 100 разделившихся ядер урана-235 или плутония-239 образуется 120–140 ядер плутония-239. Глубина выгорания топлива порядка 100000 МВт*сутки/Т, КПД примерно 40%. Такие реакторы вырабатывают не только энергию, но и плутоний для ядерного оружия.

19. Реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем. Тяжеловодные реакторы.

Реактор на тепловых нейтронах – ядерный реактор, использующий для поддержания цепной реакции тепловые нейтроны (с энергией около 0.025 эВ). Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя (вода, тяжелая вода), ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов (алюминий, магний, цирконий). В качестве горючего обычно используется уран-235 в смеси с ураном-238, потому что реактор имеет относительно небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах. Концентрация топлива в активной зоне от 1 до 100кг/м^3.

, .

Тяжеловодные ядерные реакторы – реакторы, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется тяжелая вода (тяжелая вода = D₂O, D - дейтерий).  Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов. Это снижает расходы на топливо. Промышленные тяжеловодные реакторы широко использовались для производства трития (реакция образования трития - ) и плутония, а также для производства широкого спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения.

20. Реакторы с водой под давлением. Кипящие реакторы.

И реакторы с водой под давлением, и кипящие реакторы относятся к водо-водяным ядерным реакторам – реакторам, использующим в качестве замедлителя и теплоносителя обычную воду. Активная зона водо-водяного реактора набрана из тепловыделяющих сборок, заполненных пластинчатыми или цилиндрическими тепловыделяющими элементами. Корпус тепловыделяющей сборки изготовляют из листового материала (алюминия, циркония), слабо поглощающего нейтроны.  Вода, проходя снизу вверх через зазоры между тепловыделяющими элементами, охлаждает их. Таким образом, она исполняет роль теплоносителя, замедлителя и отражателя. Корпус реактора рассчитывается на прочность, исходя из давления воды. В России производятся реакторы ВВЭР.

В кипящих ядерных реакторах пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину. Насыщенный водяной пар под давлением 12—60 атм при температуре до 330 °C вырабатывается во втором контуре. В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре составляет около 70 атм. При этом давлении вода закипает в объёме активной зоны при температуре 280 °C.