Реактор на швидких нейтронах
Хоча в основі роботи будь-якого ядерного реактора лежить розподіл радіоактивної речовини, супроводжується виділенням температури, залежно від конструктивних особливостей розрізняють дві їх різновиди - реактор на швидких нейтронах і повільних, іноді званих тепловими.
Нейтрони, які виділилися в процесі реакції, володіють дуже високою початковою швидкістю, теоретично долаючи за секунду тисячі кілометрів. Це - швидкі нейтрони. В процесі переміщення через зіткнення з атомами навколишнього матерії їх швидкість сповільнюється. Одним з простих і доступних способів штучно знизити швидкість є розміщення у них на шляху води або графіту. Таким чином, навчившись регулювати рівень кінетичної енергії цих частинок, людина отримала можливість створити два типи реакторів. Свою назву «теплові» нейтрони отримали завдяки тому, що швидкість їх переміщення після уповільнення практично відповідає природній швидкості внутріатомної теплового руху. У чисельному еквіваленті вона становить до 10 км в секунду. Для мікросвіту це значення відносно низько, тому захоплення частинок ядрами відбувається дуже часто, викликаючи нові витки поділу (ланцюгову реакцію). Наслідком цього є необхідність у набагато меншій кількості ділиться речовини, чим не можуть похвалитися реактори на швидких нейтронах. Крім того, знижуються деякі інші накладні витрати. Даний момент якраз і пояснює, чому більшість працюючих ядерних станцій використовують саме повільні нейтрони.
Здавалося б - якщо все прораховано, то навіщо потрібен реактор на швидких нейтронах? Виявляється, не все так однозначно. Найважливіша перевага таких установок - здатність забезпечувати ядерним паливом інші реактори, а також створювати збільшений цикл поділу. Зупинимося на цьому більш докладно.
Реактор на швидких нейтронах більш повно використовує завантажене в активну зону паливо. Почнемо по порядку. Теоретично, використовувати як пальне можна лише два елементи: плутоній-239 і уран (ізотопи 233 і 235). У природі зустрічається лише ізотоп U-235, але його зовсім мало, щоб говорити про перспективність такого вибору. Зазначені уран і плутоній - це похідні від торію-232 і урану-238, які утворюються в результаті впливу на них потоку нейтронів. А ось вже ці два радіоактивних матеріалу набагато частіше зустрічаються в природній формі. Таким чином, якби вдалося запустити самопідтримується ланцюгову реакцію поділу U-238 (або плутонію-232), то її результатом стало б виникнення нових порцій речовини, що ділиться - урану-233 або плутонію-239. При уповільненні нейтронів до теплової швидкості (класичні реактори) такий процес неможливий: паливом в них служать саме U-233 і Pu-239, а ось реактор на швидких нейтронах дозволяє виконати таке додаткове перетворення.
Процес виглядає наступним чином: завантажуємо уран-235 або торій-232 (сировина), а також порцію урану-233 або плутонію-239 (паливо). Останні (будь-який з них) забезпечують потік нейтронів, необхідний для «запалювання» реакції в першу елементах. В процесі розпаду виділяється теплова енергія, преутворена генераторами станції в електрику. Швидкі нейтрони впливають на сировину, перетворюючи ці елементи в ... нові порції палива. Зазвичай кількості згорілого і утворився палива рівні, але якщо сировини завантажено більше, то генерація нових порцій ділиться матеріалу відбувається навіть швидше, ніж витрата. Звідси друга назва таких реакторів - розмножувачі. Надлишки палива можна використовувати в класичних повільних різновидах реакторів.
Недолік моделей на швидких нейтронах в тому, що перед завантаженням уран-235 повинен бути збагачений, що вимагає додаткових фінансових вкладень. Крім того, сама конструкція активної зони більш складна.
