Номер 4, страница 208 - гдз по физике 11 класс учебник Туякбаев, Насохова

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

Топливо для реакторов на тепловых нейтронах

В реакторах, работающих на тепловых (медленных) нейтронах, цепная реакция деления поддерживается нейтронами с низкой кинетической энергией. Для таких реакторов в качестве топлива используются изотопы, которые имеют высокое сечение (вероятность) деления именно тепловыми нейтронами.

1. Уран-235 ($^{235}\text{U}$): Это основной делящийся изотоп, используемый в подавляющем большинстве тепловых реакторов. Однако в природном уране его содержание составляет всего около 0.7%, а основная масса (более 99%) приходится на уран-238 ($^{238}\text{U}$), который тепловыми нейтронами практически не делится. Поэтому для большинства реакторов (особенно самых распространенных в мире водо-водяных, ВВЭР/PWR) уран обогащают, то есть увеличивают в нем концентрацию $^{235}\text{U}$ до 3–5%. Некоторые типы реакторов (например, канадские CANDU с тяжеловодным замедлителем) способны работать на природном, необогащенном уране.

2. Плутоний-239 ($^{239}\text{Pu}$): Этот изотоп также эффективно делится тепловыми нейтронами. Он не встречается в природе, но образуется в любом урановом реакторе из урана-238 в результате захвата нейтрона. Плутоний может быть извлечен из отработавшего ядерного топлива и использован повторно в виде так называемого MOX-топлива (Mixed-Oxide fuel), которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония.

3. Уран-233 ($^{233}\text{U}$): Этот изотоп, подобно плутонию, является искусственным и получается из тория-232 ($^{232}\text{Th}$). Он также эффективно делится тепловыми нейтронами и рассматривается как перспективное топливо в рамках ториевого топливного цикла.

Топливо для реакторов на быстрых нейтронах

В реакторах на быстрых нейтронах цепная реакция поддерживается нейтронами с высокой энергией, без их предварительного замедления. Это накладывает особые требования на топливо.

1. Плутоний-239 ($^{239}\text{Pu}$): Является основным и наиболее эффективным топливом для быстрых реакторов. Он имеет высокое сечение деления быстрыми нейтронами и, что особенно важно, при его делении испускается в среднем больше вторичных нейтронов, чем при делении урана-235.

2. Уран-238 ($^{238}\text{U}$): В быстрых реакторах этот изотоп, не способный к цепной реакции на тепловых нейтронах, играет ключевую роль. Во-первых, он может делиться быстрыми нейтронами, внося вклад в общее энерговыделение. Во-вторых, и это главное, он является сырьем для воспроизводства нового топлива. Захватывая быстрый нейтрон, ядро $^{238}\text{U}$ превращается в делящийся плутоний-239 ($^{239}\text{Pu}$). Это позволяет реакторам на быстрых нейтронах работать в режиме воспроизводства (или даже расширенного воспроизводства, т.н. реакторы-размножители или бридеры), то есть производить больше делящегося материала, чем они потребляют.

Таким образом, топливная композиция для быстрого реактора обычно представляет собой смесь оксидов плутония ($^{239}\text{Pu}$) в качестве делящегося компонента и урана-238 (часто используется обедненный уран, оставшийся после обогащения) в качестве сырьевого компонента. Для запуска такого реактора требуется довольно высокая концентрация делящихся нуклидов (15–20% и выше). В качестве стартовой загрузки может использоваться и высокообогащенный уран-235.

Ответ:

В реакторах на тепловых нейтронах в качестве топлива преимущественно используется уран-235 ($^{235}\text{U}$) в виде обогащенного до 3-5% урана, реже — природный уран или MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана).

В реакторах на быстрых нейтронах основным топливом является плутоний-239 ($^{239}\text{Pu}$) в смеси с ураном-238 ($^{238}\text{U}$), который служит сырьем для воспроизводства нового плутония. В качестве стартового топлива может также использоваться высокообогащенный уран-235.