Разработки в период Второй мировой войны. С 1940 по 1945 направление разработок определялось военными соображениями. В 1941 были получены небольшие количества плутония и установлен ряд ядерных параметров урана и плутония.
В США важнейшие необходимые для этого производственные и научно-исследовательские предприятия были в ведении Манхаттанского военно-инженерного округа, которому 13 августа 1942 был передан Урановый проект. В Колумбийском университете Нью-Йорк группой сотрудников под руководством Э.Ферми и В.Цинна были проведены первые эксперименты, в которых изучалось размножение нейтронов в решетке из блоков диоксида урана и графита атомном котле. В январе 1942 эта работа была перенесена в Чикагский университет, где в июле 1942 были получены результаты, показывавшие возможность осуществления самоподдерживающейся цепной реакции.
Первоначально реактор работал на мощности 0,5 Вт, но спустя 10 дней мощность была доведена до 200 Вт. Возможность получения больших количеств ядерной энергии была впервые продемонстрирована 16 июля 1945 при взрыве первой атомной бомбы на полигоне в Аламогордо шт. Нью-Мексико. ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ Ядерный реактор это установка, в которой возможно осуществление управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Реакторы можно классифицировать по используемому топливу делящимся и сырьевым изотопам, по виду замедлителя, по типу тепловыделяющих элементов и по роду теплоносителя.
Делящиеся изотопы. Имеются три делящихся изотопа уран-235, плутоний-239 и уран-233. Уран-235 получают разделением изотопов плутоний-239 в реакторах, в которых уран-238 превращается в плутоний, уран-233 в реакторах, в которых торий-232 перерабатывается в уран. Ядерное топливо для энергетического реактора выбирается с учетом его ядерных и химических свойств, а также стоимости.
В приводимой ниже таблице представлены основные параметры делящихся изотопов. Полное сечение характеризует вероятность взаимодействия любого типа между нейтроном и данным ядром. Сечение деления характеризует вероятность деления ядра нейтроном. От того, какая доля ядер не участвует в процессе деления, зависит выход энергии на один поглощенный нейтрон.
Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, важно с точки зрения поддержания цепной реакции. Число новых нейтронов, приходящихся на один поглощенный нейтрон, важно, поскольку характеризует интенсивность деления. Доля запаздывающих нейтронов, испускаемых после того, как деление произошло, связана с энергией, запасенной в данном материале. ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВИзотоп Уран-235Уран-233Плутоний-239Энергия нейтрона1 МэВ0,025 эВ1 МэВ0,025 эВ1 МэВ0,025 эВПолное сечение6,6 0,1695 106,2 0,3600 107,3 0,21005 5Сечение деления1,25 0,05581 61,85 0,10526 41,8 0,1751 10Доля ядер, неучаствующих в делении0,077 0,0020,174 0,010,057 0,0030,098 0,0040,08 0,10,37 0,03Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления2,6 0,12,43 0,032,65 0,12,50 0,033,03 0,12,84 0,06Число нейтронов на один поглощенный нейтрон2,41 0,12,07 0,022,51 0,12,28 0,022,8 2,07 0,04Доля запаздывающих нейтронов, 0,64 0,030,65 0,020,26 0,020,26 0,010,21 0,010,22 0,01Энергия деления, МэВ200197207Все сечения приведены в барнах 10 -28 м2. Данные таблицы показывают, что каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества.
Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов с энергией 0,025 эВ нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов.
Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах 1 МэВ, в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или уран-233 в тепловом реакторе, чем уран-235 в реакторе на тепловых нейтронах.
Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.