ЯДЕРНОЕ ГОРЮЧЕЕ (ядерное топливо),
в-во, в к-ром протекают ядерные реакции с выделением полезной энергии.
Различают делящиеся в-ва и термоядерное горючее.
Делящиеся в-ва (делящиеся материалы) содержат нуклиды, способные к ядерной цепной р-ции деления; чаще всего это 235U или 239Рu, также м. б. использованы 233U или 241Рu. Кроме того, в делящихся в-вах присутствуют 238U или 232Th, к-рые сами по себе не способны к самопроизвольной цепной р-ции деления, однако в результате ядерных превращений под действием нейтронов м. б. превращены в нуклиды, способные к такому делению, т. е. в 233U и 239Рu (см. Фертильные материалы).
Нуклиды 235U, 238U и 232Th - природные в-ва, 233U, 239Pu и 24lPu - искусственные (см. Радионуклиды). Входящий в состав делящихся материалов 235U - первичное Я. г., это единственный из природных делящихся нуклидов. Его содержание в природном уране 0,7200%; 232Th, 233U, 238U, 239Рu 241Рu -вторичное Я. г.
В р-ции деления Я. г. выделяется ок. 180 МэВ на один акт деления и испускается неск. нейтронов (в ср. 2,5 для 233U и 235U, 2,9 для 239Рu и 3,1 для 241Рu). Из них 1 нейтрон необходим для поддержания цепной р-ции, остающиеся 1 или 2 (реже 3) нейтрона м. б. использованы на восполнение сгоревшего и расширенное воспроизводство Я. г. в виде 233U и 239Рu. По хим. составу Я. г. может быть металлическим (в т. ч. из сплавов), оксидным, карбидным, нитридным и др. Оно должно содержать возможно меньшее кол-во нуклидов, ядра к-рых легко захватывают нейтроны и не способны к р-циям деления (т. наз. реакторные яды), быть совместимым с оболочкой тепловыделяющих элементов, обладать высокой т-рой плавления, низкой летучестью, большой теплопроводностью, слабым взаимод. с теплоносителями, минимальным растрескиванием и увеличением объема при облучении (радиационное распухание), технологичностью в изготовлении свежего топлива и переработке отработавшего. В пром. масштабах в качестве делящегося в-ва в ядерном топливном цикле применяют 235U и 239Рu. Теплотворная способность делящихся материалов почти в 2 x 106 раз выше, чем у бензина, энергетич. ресурсы разведанных запасов делящихся материалов составляют, по оценке, до 1019 МДж.
К термоядерному горючему относят дейтерий D, тритий Т и 6Li (см. Литий). Первичным Я. г. этого типа является дейтерий. 6Li служит сырьем для получения вторичного термоядерного горючего - трития - по р-ции 6Li(n,
)T
при облучении природного Li (7,52% 6Li). В качестве термоядерного
горючего используют дейтерий в смеси с тритием и 6Li (в форме
LiD и LiТ). При осуществлении ядерных р-ций синтеза в горючем протекают
р-ции:
Делящиеся в-ва (делящиеся материалы) содержат нуклиды, способные к ядерной цепной р-ции деления; чаще всего это 235U или 239Рu, также м. б. использованы 233U или 241Рu. Кроме того, в делящихся в-вах присутствуют 238U или 232Th, к-рые сами по себе не способны к самопроизвольной цепной р-ции деления, однако в результате ядерных превращений под действием нейтронов м. б. превращены в нуклиды, способные к такому делению, т. е. в 233U и 239Рu (см. Фертильные материалы).
Нуклиды 235U, 238U и 232Th - природные в-ва, 233U, 239Pu и 24lPu - искусственные (см. Радионуклиды). Входящий в состав делящихся материалов 235U - первичное Я. г., это единственный из природных делящихся нуклидов. Его содержание в природном уране 0,7200%; 232Th, 233U, 238U, 239Рu 241Рu -вторичное Я. г.
В р-ции деления Я. г. выделяется ок. 180 МэВ на один акт деления и испускается неск. нейтронов (в ср. 2,5 для 233U и 235U, 2,9 для 239Рu и 3,1 для 241Рu). Из них 1 нейтрон необходим для поддержания цепной р-ции, остающиеся 1 или 2 (реже 3) нейтрона м. б. использованы на восполнение сгоревшего и расширенное воспроизводство Я. г. в виде 233U и 239Рu. По хим. составу Я. г. может быть металлическим (в т. ч. из сплавов), оксидным, карбидным, нитридным и др. Оно должно содержать возможно меньшее кол-во нуклидов, ядра к-рых легко захватывают нейтроны и не способны к р-циям деления (т. наз. реакторные яды), быть совместимым с оболочкой тепловыделяющих элементов, обладать высокой т-рой плавления, низкой летучестью, большой теплопроводностью, слабым взаимод. с теплоносителями, минимальным растрескиванием и увеличением объема при облучении (радиационное распухание), технологичностью в изготовлении свежего топлива и переработке отработавшего. В пром. масштабах в качестве делящегося в-ва в ядерном топливном цикле применяют 235U и 239Рu. Теплотворная способность делящихся материалов почти в 2 x 106 раз выше, чем у бензина, энергетич. ресурсы разведанных запасов делящихся материалов составляют, по оценке, до 1019 МДж.
К термоядерному горючему относят дейтерий D, тритий Т и 6Li (см. Литий). Первичным Я. г. этого типа является дейтерий. 6Li служит сырьем для получения вторичного термоядерного горючего - трития - по р-ции 6Li(n,
)T
при облучении природного Li (7,52% 6Li). В качестве термоядерного
горючего используют дейтерий в смеси с тритием и 6Li (в форме
LiD и LiТ). При осуществлении ядерных р-ций синтеза в горючем протекают
р-ции:
Выделяющиеся нейтроны поглощаются ядрами
6Li,
при этом образуется дополнит. кол-во трития по р-ции
6Li + п
= Т + 4Не. Тритий вступает в р-цию с дейтерием, вновь возникают
нейтроны, способные взаимод. с 6Li, и т. д. Теплотворная способность
термоядерного горючего в 5-6 раз выше, чем у делящихся материалов. Запасы
дейтерия в гидросфере составляют порядка 1013 т, а его энергетич.
ресурсы - св. 1025 МДж. В наст. время практически осуществляются
только неуправляемые р-ции (взрыв), широко ведется поиск методов осуществления
управляемой термоядерной р-ции, позволяющей в принципе обеспечить человечество
энергией практически на неограниченный срок. C. А. Кабакчи.