Номер 4, страница 138, часть 2 - гдз по физике 11 класс учебник Туякбаев, Насохова

4. Что используют в качестве ядерного топлива в реакторах с тепловыми и быстрыми нейтронами?

4. Что используют в качестве ядерного топлива в реакторах с тепловыми и быстрыми нейтронами?

Выбор ядерного топлива зависит от типа реактора, а именно от энергии нейтронов, которые используются для поддержания цепной реакции деления.

В реакторах на тепловых нейтронах:

Это наиболее распространенный тип реакторов. В них быстрые нейтроны, образующиеся в результате деления, целенаправленно замедляются до тепловых энергий с помощью вещества-замедлителя (например, обычная вода, тяжелая вода или графит). Тепловые (медленные) нейтроны обладают очень высокой вероятностью вызывать деление ядер изотопа урана-235 ($^{235}U$). В качестве топлива в таких реакторах используют:

– Обогащенный уран: Природный уран содержит всего около 0.7% делящегося изотопа $^{235}U$, а основную массу составляет $^{238}U$, который не делится тепловыми нейтронами. Поэтому для большинства реакторов топливо специально обогащают, увеличивая в нем концентрацию $^{235}U$ до 3-5%.

– Природный уран: Некоторые конструкции реакторов (например, канадские реакторы CANDU) способны работать на природном, необогащенном уране. Это становится возможным благодаря применению очень эффективного замедлителя — тяжелой воды ($D_2O$), которая практически не поглощает нейтроны, позволяя сохранить их для цепной реакции.

– MOX-топливо (смешанное оксидное топливо): Это топливо, представляющее собой смесь оксидов плутония ($PuO_2$) и урана ($UO_2$). В этом случае основным делящимся веществом выступает изотоп плутоний-239 ($^{239}Pu$), который эффективно делится тепловыми нейтронами.

В реакторах на быстрых нейтронах:

В этих реакторах замедлитель отсутствует, и цепная реакция поддерживается быстрыми нейтронами, обладающими высокой энергией. Быстрые нейтроны могут вызывать деление ядер не только $^{235}U$, но и плутония-239 ($^{239}Pu$), а также, в некоторой степени, даже неделящегося для тепловых нейтронов урана-238 ($^{238}U$). В качестве топлива здесь используют:

– Смесь урана и плутония: Топливо для быстрых реакторов, как правило, представляет собой смесь оксидов урана (чаще всего обедненного, состоящего почти целиком из $^{238}U$) и плутония. При этом концентрация плутония, который является основным делящимся материалом, значительно выше, чем в тепловых реакторах, и может достигать 15-20% и более. Важнейшая особенность быстрых реакторов — способность к воспроизводству топлива: поглощая быстрые нейтроны, ядра $^{238}U$ превращаются в новый делящийся изотоп $^{239}Pu$. Такие реакторы, производящие больше топлива, чем потребляют, называют реакторами-размножителями (бридерами).

Ответ: В реакторах на тепловых нейтронах используют обогащенный уран (с содержанием $^{235}U$ 3-5%), природный уран (в реакторах с тяжеловодным замедлителем) или MOX-топливо (смесь оксидов урана и плутония). В реакторах на быстрых нейтронах используют топливо с высоким содержанием делящихся изотопов, как правило, смесь оксидов плутония ($^{239}Pu$) и обедненного урана ($^{238}U$).