Реактор на бързи неутрони
Въпреки че работата на всеки ядрен реактор се основава на делене на радиоактивно вещество, придружено от освобождаване на температура, в зависимост от конструктивните характеристики се разграничават два вида от тях - бърз неутронен реактор и бавен, понякога наричан термичен.
Неутроните, освободени по време на реакцията, имат много висока начална скорост, теоретично покриваща хиляди километри в секунда. Това са бързи неутрони. В процеса на движение поради сблъсък с атомите на околната материя, тяхната скорост се забавя. Един прост и достъпен начин за изкуствено намаляване на скоростта е да поставите вода или графит на пътя им. Така, след като се научи да регулира нивото на кинетичната енергия на тези частици, човек получи възможността да създаде два вида реактори. Името "топлинни" неутрони се дължи на факта, че скоростта на тяхното движение след забавяне практически съответства на естествената скорост на вътрешноатомното топлинно движение. В числено изражение тя е до 10 км в секунда. За микросвета тази стойност е сравнително ниска, така че улавянето на частици от ядра се случва много често, причинявайки нови кръгове на делене (верижна реакция). Последицата от това е необходимостта от много по-малко количество делящ се материал, отколкото могат да се похвалят реакторите на бързи неутрони. Освен това се намаляват някои други режийни разходи. Този момент просто обяснява защо повечето от работещите ядрени станции използват бавни неутрони.
Изглежда - ако всичко е изчислено, тогава защо се нуждаем от реактор на бързи неутрони? Оказва се, че не всичко е толкова ясно. Най-важното предимство на такива инсталации е възможността за осигуряване на ядрено гориво за други реактори, както и за създаване на увеличен цикъл на делене.Нека се спрем на това по-подробно.
Реакторът на бързи неутрони използва по-пълно горивото, заредено в активната зона. Да започнем по ред. Теоретично само два елемента могат да се използват като гориво: плутоний-239 и уран (изотопи 233 и 235). В природата се среща само изотопът U-235, но има много малко от него, за да се говори за перспективите на такъв избор. Посочените уран и плутоний са производни на торий-232 и уран-238, които се образуват в резултат на въздействието на неутронен поток. Но тези два радиоактивни материала са много по-често срещани в естествената си форма. По този начин, ако беше възможно да се започне самоподдържаща се верижна реакция на делене на U-238 (или плутоний-232), тогава нейният резултат ще бъде появата на нови порции делящ се материал - уран-233 или плутоний-239. Когато неутроните се забавят до топлинна скорост (класически реактори), такъв процес е невъзможен: горивото в тях е U-233 и Pu-239, но реакторът на бързи неутрони позволява да се извърши такова допълнително преобразуване.
Процесът е следният: зареждаме уран-235 или торий-232 (суровини), както и част от уран-233 или плутоний-239 (гориво). Последните (който и да е от тях) осигуряват неутронния поток, необходим за "запалване" на реакцията в първите елементи. В процеса на гниене се отделя топлинна енергия, която се преобразува от генераторите на станцията в електричество. Бързите неутрони действат върху суровините, превръщайки тези елементи в ... нови порции гориво. Обикновено количествата изгорено и образувано гориво са равни, но ако се заредят повече суровини, тогава генерирането на нови порции делящ се материал става дори по-бързо от потреблението. Следователно второто име на такива реактори е размножители. Излишното гориво може да се използва в класическите бавни вариантиреактори.
Недостатъкът на моделите с бързи неутрони е, че уран-235 трябва да бъде обогатен преди зареждане, което изисква допълнителни финансови инвестиции. Освен това самият дизайн на ядрото е по-сложен.