Ядерное топливо и ядерные энергетические установки на тёплых и быстрых нейтронах

Ядерное топливо использует энергию распада радиоактивных ядер атомов тяжёлых металлов U , Pu .

Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС).К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность, небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства. Ядерное топливо может быть твёрдым , жидким , газообразным.

Быстрыми наз нейтроны если их скорость так велика , что соответствующая длина дебройлевской волны нейтронов: h- постоянная Планка , - модуль импульса движущейся частицы. Энергия быстрых нейтронов закл в пределах от 0,1 до 50 Мэв.

В реакторах на быстрых нейтронах в качестве топлива используется не только U но и U , который явл. основной составляющей природного урана ( 99,3 % ).

Особенностью распада U в реакторах на быстрых нейтронах явл то что кол-во образующихся Pu больше чем выгорает первоначально загруженное топливо U из за чего реакторы на быстрых нейтронах ещё наз реакторами-размножителями. Если не извлекать Pu для производства ядерних зарядов , то в реакторе возможно практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в 100 раз увеличить выход энергии из добытого природного урана. В СССР первый энергетический реактор на быстрых нейтронах был построен в 1973 году.

Медленные нейтроны с энергиями от 0,025 эв до 0,5 эв наз тепловыми нейтронами.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра» . Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа ²³⁵U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых)

.Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.