Задачи теории ядерных реакторов:

1. Нужно знать распределение тепловыделения по пространству. Мощность тепловыделения пропорциональна потоку нейтронов. Необходимо знать распределение нейтронного потока.

2. Для проектирования необходимо знание критических размеров реактора.

Чтобы из реактора получать тепло, в него необходимо вводить трубы теплоносителя. Реактор окружают отражателем. Нужно иметь средство управления нейтронным потоком, которое также вводят в активную зону. Поэтому расчет реального реактора будет гораздо сложнее, чем простейшего.

2. Топливо ядерных реакторов

Для работы ядерного реактора основные ядерные реакции должны удовлетворять двум условиям:

1. на каждый поглощенный нейтрон должно выделяться больше одного нейтрона;

2. реакция должна быть экзотермической, а энергия образующего нейтрона должна превышать энергию нейтрона, которая необходима, чтобы вызвать реакцию деления.

Этим условиям удовлетворяют реакции нейтронов с тремя изотопами: U²³⁵, U²³³, Pu²³⁹. Эти изотопы и являются приемлемым топливом для ядерных реакторов. Кроме того, существует возможность использовать Pu²⁴¹ и другие изотопы, но их очень мало для того, чтобы можно было осуществить их промышленное использование.

Существует еще несколько интересных изотопов, таких как U²³⁸, Th²³² Они делятся со средним числом рождающихся на один акт поглощения нейтронов h » 2, реакция идет с выделением энергии, но не совсем удовлетворяет второму условию. Эти изотопы имеют энергетический порог деления, т.е. нейтроны с энергией меньшей пороговой E_n = 1,4 МэВ (0,224 кДж) не могут вызвать деления этих ядер. Хотя средняя энергия рождающихся ядер E_d » 2 МэВ (0,32 кДж), но в результате возможных потерь энергии при рассеянии ниже E_n нейтроны не могут вызвать процесса деления. Поэтому на изотопах U²³⁸, Th²³² невозможно построить критический реактор.

U²³⁵ составляет часть естественного урана, а U²³³ и Pu²³⁹ могут быть получены лишь искусственно в ядерных реакторах.

Природный уран имеет следующий состав:

U²³⁸ - 99,28%

U²³⁵ - 0,71%

U²³³ - 0,006%

Природный уран является топливом невысокого качества, так как только один из его изотопов, а именно U²³⁵, испытывает деление при столкновении с нейтронами малой энергии. А этого изотопа меньше 1% в смеси. Среднее число нейтронов рождающихся при поглощении одного нейтрона в естественной смеси изотопов урана h » 1,34, что больше 1. Таким образом, на естественном уране, в принципе можно организовать незатухающую ценную реакцию, но при этом необходимо увеличивать вероятность избежать утечки и уменьшить до минимума вероятность непроизводительного захвата нейтронов другими ядрами, активной зоны реактора. Но изотопы U²³⁸ и Th²³² не являются просто ненужным балластом. Дело в том, что под действием поглощения нейтронов путем ряда b распадов эти изотопы дают делящиеся изотопы:

,

Pu²³⁹ и U²³³ – хорошее горючее. На одно ядро U²³⁸ и Th²³² получается по одному ядру полезного горючего. Поэтому изотопы U²³⁸ и Th²³² называют вторичным топливом. Перед инженерами стоит задача так сжигать естественный уран, чтобы полностью были использованы изотопы U²³⁸ и Th²³², а не только U²³⁵. Для этого необходимо правильно организовать воспроизводство делящихся изотопов.