Воспроизводящий материал — это материал, который, хотя сам и не является делящимся , может быть преобразован в делящийся материал путем поглощения нейтронов .
К природным воспроизводящим материалам, которые можно превратить в делящийся материал путем облучения в реакторе, относятся:
Искусственные изотопы, образующиеся в реакторе, которые можно превратить в делящийся материал одним захватом нейтрона, включают:
Некоторым другим актинидам требуется более одного захвата нейтрона, прежде чем образуется изотоп, который является делящимся и достаточно долгоживущим, чтобы, вероятно, иметь возможность захватить другой нейтрон и деление вместо распада.
Поскольку для окончательного деления им требуется в общей сложности 3 или 4 тепловых нейтрона, а деление тепловых нейтронов генерирует только около 2–3 нейтронов, эти нуклиды представляют собой чистую потерю нейтронов. Подкритический реактор , работающий в спектре тепловых нейтронов, должен будет регулировать мощность внешнего источника нейтронов в соответствии с накоплением или потреблением таких материалов. В быстром реакторе этим нуклидам может потребоваться меньше нейтронов для деления, а также производить больше нейтронов при делении. Однако существует также вероятность (n,2n) или даже (n,3n) реакций «нокаута» (падающий быстрый нейтрон попадает в ядро, и более одного нейтрона покидает) с быстрыми нейтронами, которые невозможны с тепловыми нейтронами.
Реактор на быстрых нейтронах , то есть реактор с небольшим количеством замедлителя нейтронов или вообще без него и, следовательно, использующий быстрые нейтроны , может быть сконфигурирован как реактор-размножитель , производящий больше делящегося материала, чем потребляет, используя воспроизводящий материал в бланкете вокруг активной зоны или содержащийся в специальных топливные стержни . Поскольку плутоний-238 , плутоний-240 и плутоний-242 являются воспроизводящимися, накопление этих и других неделящихся изотопов представляет собой меньшую проблему, чем в тепловых реакторах , которые не могут эффективно их сжигать. Реакторы-размножители, использующие нейтроны теплового спектра, практичны только в том случае, если используется ториевый топливный цикл , поскольку уран-233 делится тепловыми нейтронами гораздо более надежно, чем плутоний-239. Подкритический реактор — независимо от нейтронного спектра — также может «выводить» делящиеся нуклиды из воспроизводящего материала, что в принципе позволяет потреблять актиниды очень низкого качества (например, отработанное МОХ-топливо , содержание плутония-240 в котором слишком велико для использования в современных критических тепловых реакторах). ) без необходимости использования высокообогащенного материала, который используется в быстром реакторе-размножителе .
Предлагаемые области применения воспроизводящего материала включают космическую установку по производству расщепляющегося материала для ядерных двигателей космических кораблей . Объект теоретически будет транспортировать воспроизводящие материалы с Земли безопасно через атмосферу и размещать их на космическом объекте в точке Лагранжа Земля-Луна L1, где будет происходить производство делящегося материала, что устраняет риск безопасности при транспортировке делящихся материалов с Земли. [2] Хотя уран и торий присутствуют на Луне , их запасы, похоже, более ограничены, чем на Земле, особенно вблизи поверхности. Если желательно использовать ресурсы на месте для питания атомных электростанций на Луне, преобразование воспроизводящего материала в расщепляющийся материал может стать способом продлить срок службы ресурсов и снизить потребность в обогащении урана , для которого требуется химически агрессивный летучий фтор для подготовки урана. гексафторид , используемый в современной технологии обогащения.