Хотя в базе работы хоть какого ядерного реактора лежит деление радиоактивного вещества, сопровождающееся выделением температуры, зависимо от конструктивных особенностей различают две их разновидности — реактор на стремительных нейтронах и неспешных, время от времени именуемых термическими.

Нейтроны, выделившиеся в процессе реакции, владеют очень высочайшей исходной скоростью, на теоретическом уровне преодолевая в секунду тыщи км. Это — резвые нейтроны. В процессе перемещения из-за столкновения с атомами окружающей материи их скорость замедляется. Одним из обычных и доступных методов искусственно сбавить скорость является размещение у их на пути воды либо графита. Таким макаром, научившись регулировать уровень кинетической энергии этих частиц, человек получил возможность сделать два типа реакторов. Свое заглавие «термические» нейтроны получили благодаря тому, что скорость их перемещения после замедления фактически соответствует естественной скорости внутриатомного термического движения. В численном эквиваленте она составляет до 10 км за секунду. Для микромира это значение относительно низковато, потому захват частиц ядрами происходит очень нередко, вызывая новые витки деления (цепную реакцию). Следствием этого является необходимость в еще наименьшем количестве делящегося вещества, чем же не могут повытрепываться реакторы на стремительных нейтронах. Не считая того, понижаются некие другие затратные расходы. Данный момент как раз и разъясняет, почему большая часть работающих ядерных станций употребляют конкретно неспешные нейтроны.

Казалось бы – если все просчитано, то для чего нужен реактор на стремительных нейтронах? Оказывается, не все так совершенно точно. Важное преимущество таких установок – способность обеспечивать ядерным топливом другие реакторы, также создавать увеличенный цикл деления. Остановимся на этом более тщательно.

Реактор на стремительных нейтронах более много употребляет загруженное в активную зону горючее. Начнем по порядку. На теоретическом уровне, использовать в качестве горючего можно только два элемента: плутоний-239 и уран (изотопы 233 и 235). В природе встречается только изотоп U-235, но его совершенно не достаточно, чтоб гласить о перспективности такового выбора. Обозначенные уран и плутоний – это производные от тория-232 и урана-238, которые образуются в итоге воздействия на их потока нейтронов. А вот уже эти два радиоактивных материала еще почаще встречаются в естественной форме. Таким макаром, если б удалось запустить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления U-238 (либо плутония-232) , то ее результатом стало бы появление новых порций делящегося вещества – урана-233 либо плутония-239. При замедлении нейтронов до термический скорости (традиционные реакторы) таковой процесс неосуществим: топливом в их служат конкретно U-233 и Pu-239, а вот реактор на стремительных нейтронах позволяет выполнить такое дополнительное преобразование.

Процесс смотрится последующим образом: загружаем уран-235 либо торий-232 (сырье), также порцию урана-233 либо плутония-239 (горючее). Последние (хоть какой из их) обеспечивают поток нейтронов, нужный для «зажигания» реакции в первых элементах. В процессе распада выделяется термическая энергия, преобразуемая генераторами станции в электричество. Резвые нейтроны действуют на сырье, преобразуя эти элементы в…новые порции горючего. Обычно количества спаленного и образовавшегося горючего равны, но если сырья загружено больше, то генерация новых порций делящегося материала происходит даже резвее, чем расход. Отсюда 2-ое заглавие таких реакторов – размножители. Избытки горючего можно использовать в традиционных неспешных разновидностях реакторов.

Недочет моделей на стремительных нейтронах в том, что перед загрузкой уран-235 должен быть обогащен, что просит дополнительных денежных вложений. Не считая того, сама конструкция активной зоны более сложна.