Материалы ядерных энергетических установок - Ядерные топливные материалы

Ниже перечислены делящиеся и воспроизводящие ядерные топливные материалы:

Таблица 3.1. Изотопный состав природного урана

Основным ядерным топливом является ²³⁵U, который встречается в природе в ограниченном количестве. Изотопный состав природного урана приведен в табл. 3.1.
²³³U (период полураспада 1,6-10* лет) и ²³⁹Pu (период полураспада 24 360 лет) являются искусственными делящимися материалами, которые можно получить в процессе захвата нейтронов воспроизводящими материалами, т.е. ²³²Th и ²³⁸U соответственно. Приведенные ниже ядерные реакции не только описывают получение изотопов, но и являются основой топливных циклов ядерных энергетических реакторов:
уран-плутониевый топливный цикл или цикл на смешанном уран-плутониевом топливе:

(3.1)
(3.2)
Эти ядерные реакции могут протекать при нейтронном облучении в реакторе. Фактически в большинстве ядерных энергетических реакторов в настоящее время используется топливо в виде обогащенного ²³²U или смешанное уран-плутониевое топливо, образующееся в уран-плутониевом топливном цикле. Торий-урановый топливный цикл еще хорошо не разработан, поскольку в этом топливном цикле продукт ядерных превращений ²³²U, испускающий интенсивное гамма-излучение, и нейтроны высоких энергий, образующиеся по реакции (а, л) на легких элементах, требуют дистанционной переработки топлива. Концентрацию изотопа ²³⁵U можно повысить с помощью газодиффузионного процесса или процесса центрифугирования для получения топлива, слегка обогащенного ²³⁵U для легководных энергетических реакторов или сильно обогащенного для исследовательских реакторов. 39Pu (часто смешанный с ²⁴⁰Pu и ²⁴⁴Pu, также образующихся в результате нейтронного облучения и выделяющихся наряду с ²³⁹Pu в процессе переработки топлива) применяется в качестве топлива быстрых реакторов-размножителей [6].
Природный уран можно использовать как топливо газоохлаждаемых и тяжеловодных (с тяжеловодным замедлителем) реакторов с низкой плотностью энерговыделения (см §3.1).