Бърз реактор

Въпреки, че работата на някого ядрен реактор е разделение радиоактивно вещество, придружени от освобождаване на температурата, в зависимост от дизайните характеристики отличават два от техните разновидности - реакторът на бързо неутрони и бавен, понякога наричан термичен.

Неутроните, освободени по време на реакцията, имат много висока начална скорост, теоретично преодолявайки хиляди километри в секунда. Това са бързи неутрони. В процеса на придвижване поради сблъсъка с атомите на заобикалящата ги материя скоростта им се забавя. Един от лесните и достъпни начини за изкуствено намаляване на скоростта е поставянето им на водна или графитна пътека. Така, след като се научи да регулира нивото кинетична енергия от тези частици, човекът е могъл да създаде два вида реактори. Името "термични" неутрони е получено поради факта, че скоростта на тяхното движение след забавянето на практика съответства на естествената скорост на вътреатомно топлинно движение. В цифров еквивалент, той е до 10 км в секунда. За микроскопа тази стойност е относително ниска, така че улавянето на частици от ядрото се случва много често, причинявайки нови навивки на делене (верижна реакция). Последствието от това е нуждата от много по-малко разпадащ се материал, отколкото бързо реакторите не могат да се похвалят. В допълнение, някои други режийни. Този момент обяснява защо повечето от работещите атомни електроцентрали използват бавни неутрони.

Изглежда - ако всичко е изчислено, тогава защо е необходим бърз неутронен реактор? Оказва се, че не всичко е толкова просто. Най-важното предимство на такива инсталации е способността да се осигури ядрено гориво други реактори и също така да създаде увеличен цикъл на делене. Нека разгледаме по-подробно това.

Бързото неутронно реактор използва по-пълно горивото, заредено в активната зона. Нека да започнем в ред. Теоретично само два елемента могат да се използват като гориво: плутоний-239 и уран (изотопи 233 и 235). В природата се открива само изотопът U-235, но не е достатъчно да се говори за перспективите за такъв избор. Тези уран и плутоний са получени от торий-232 и уран-238, които се образуват в резултат на излагане на неутронен поток. Но тези две радиоактивен материал много по-често се срещат в естествена форма. По този начин, ако е възможно да се работи самостоятелно верижна реакция на делене на U-238 (или плутоний-232), резултатът би бил появата на нови порции от ядрен материал - уран-233 или плутоний-239. При забавянето на неутроните топлинни скорости (класически реактори) този процес е невъзможно: те служат като гориво е U-233 и Pu-239, но бърз неутронен реактор позволява да се изпълни като допълнително превръщане.

Процесът е, както следва: натоварване 235 или торий-232 (суровина) и част от уран-233 или плутоний-239 (гориво). Последните (всеки от тях) осигуряват неутронния поток, необходим за "запалване" на реакцията в първите елементи. В процеса на разпадане, топлинна енергия, преобразувани от генераторите на станции в електричество. Бързите неутрони действат върху суровините, превръщайки тези елементи в нови части на гориво. Обикновено, количеството на изгорени и получената гориво са равни, но ако суровината се зарежда повече, образуването на нови части на ядрен материал е дори по-бързо от потреблението. Следователно второто име на такива реактори е животновъдите. Излишното гориво може да се използва в класически по-бавни типове реактори.

Недостатъкът на моделите с бързи неутрони е, че преди натоварването уран-235 трябва да бъде обогатен, което изисква допълнителни финансови инвестиции. В допълнение, самият дизайн на ядрото е по-сложен.