Термоядерное оружие

Медленные нейтроны захватываются примесями, «осколками» деления, материалом регулировочных стержней и различными материалами конструкций реактора. Некоторая часть медленных нейтронов захватывается ураном 235, который превращается в уран 236. Лишь остальные медленные нейтроны (около 40% от начального числа быстрых нейтронов) производят деление урана 235. Так как при каждом делении образуется в среднем 2,5 быстрых нейтрона, то в результате получается столько же быстрых нейтронов, сколько было вначале. Таким образом, при указанных соотношениях число нейтронов сохраняется постоянным.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах, в настоящее время имеют наибольшее распространение. Однако существуют также реакторы на быстрых нейтронах, работающие без замедлителя. В реакторах на быстрых нейтронах применяется небольшое количество почти чистого ядерного горючего. Эти реакторы появились лишь недавно, но их изучение и строительство развиваются очень быстро, так как они имеют ряд преимуществ по сравнению с реакторами на медленных нейтронах.

Кроме урановых реакторов, существуют ториевые реакторы. Топливные элементы этих реакторов изготовлены из металлического тория, содержащего 1,5–5% какого-нибудь ядерного горючего, например урана 235. Процессы, происходящие в ториевом реакторе, весьма похожи на процессы в урановом реакторе. Получающиеся в ториевом реакторе в результате деления ядер урана 235 нейтроны замедляются, и часть их поглощается торием 232, который превращается в торий 233. Последний распадается, испуская бета-частицу, и превращается в протактиний 233. Протактиний 233 в свою очередь распадается с испусканием бета-частицы, причем образуется уран 233. Последний изотоп распадается очень медленно (его период полураспада равен 160 000 лет) и прекрасно делится при захвате как быстрых, так и медленных нейтронов. Поэтому он наряду с ураном 235 и плутонием 239 является ядерным горючим. Хотя в настоящее время уран 233 получается лишь в опытных ядерных реакторах, но в будущем это ядерное топливо несомненно приобретет большое значение.

Ториевые минералы встречаются в ряде мест, причем торий встречается в земной коре чаще, чем уран.

Ядерные реакторы до последнего времени служили главным образом для производства ядерного горючего — плутония из природного урана. Советский Союз практически указал миру другое использование ядерных реакторов — для создания промышленных атомных электростанций.

Тритий

Сверхтяжелый водород — тритий в природе существует в ничтожных количествах. Он образуется в верхних слоях атмосферы под влиянием космических лучей.

Основной реакцией образования трития является реакция быстрых космических нейтронов с азотом:

₇N¹⁴+₀n¹=₆C¹²+₁H³

Однако накопиться в заметных количествах тритий не может, так как является радиоактивным изотопом с периодом полураспада 12,4 года. При распаде он выбрасывает бета-частицу, превращаясь в гелий:

₁H³=₂He³+_-1β⁰

Искусственное получение трития основано на реакции медленных нейтронов с ядрами легкого изотопа лития ₃Li⁶:

₃Li⁶+₀n¹=₂Не⁴+₁Н³

Для получения трития в больших количествах природный литий, являющийся смесью двух изотопов — лития 6 и лития 7, помещают в ядерный реактор, используя его вместо части компенсирующих стержней. Под действием медленных нейтронов литий 6 превращается постепенно в тритий и гелий.

Получающийся в реакторе тритий частично растворяется в литии и образует с ним химическое соединение — гидрид лития, в котором с атомом лития соединен атом трития (LiT). Из гидрида лития выделить тритий очень трудно, так как это устойчивое соединение даже при сильном нагревании разлагается с трудом. Поэтому в реакторе невыгодно облучать металлический литий. Раньше облучали соль лития — фтористый литий (LiF). В последнее время применяют сплавы лития с магнием, из которых тритий выделить легче.

Тритий — газ. Для хранения и употребления его обычно переводят в тритиевую воду (Т₂О), которую получают сжиганием трития в кислороде или в воздухе.

Получение трития в ядерных реакторах сопряжено с уменьшением производства плутония, так как введение лития с целью получения трития вызывает дополнительный расход ядерного горючего без соответствующего образования плутония. Производство в ядерном реакторе 1 кг трития сопряжено с уменьшением производства плутония примерно на 80 кг. Кроме того, получение трития требует огромных затрат энергии и сырья — урана.