При очистке и регенерировании (отделении) урана из урановых тепловыделяющих элементов после выгорания в них урана 235 и отделения образовавшегося плутония от урана в атомном производстве разделение продуктов деления урана на изотопы отдельных химических элементов не обязательно. Эта задача представляет собою сложную и дорогостоящую химическую операцию, которую не всегда целесообразно выполнять. Однако в ряде случаев для получения ценных радиоактивных изотопов разделение может производиться.
Ядерный реактор служит также источником нейтронов и гамма-лучей для облучения различных материалов с целью изменения их свойств. Этот вопрос более подробно будет рассмотрен в главе об использовании излучения радиоактивных изотопов.
Мы знаем, что деление ядер урана происходит не только под действием медленных, но и под действием быстрых нейтронов. Но чтобы быстрый нейтрон вызвал деление ядра урана, необходимо, чтобы он прошел мимо большего, чем медленный, числа ядер атомов урана 235. Для этой цели можно взять вместо естественной смеси изотопов урана чистый уран 235 или естественную смесь изотопов урана, обогащенную ураном 235.
В отличие от реакторов на медленных нейтронах, которые громоздки, реакторы, работающие на обогащенном уране и быстрых нейтронах, могут быть созданы небольших размеров. Такой реактор содержит лишь несколько килограммов обогащенного урана. Такого рода реакторы могут быть использованы для двигателей на транспорте. Реактор на быстрых нейтронах может иметь некоторые конструктивные элементы реактора на медленных нейтронах, но его активная зона не содержит замедлителя.
Большой практический интерес представляет собою так называемый размножающий ядерный реактор. Он работает на быстрых нейтронах и обогащенном ураном 235 естественном уране. В этом реакторе потери нейтронов сводят до минимума. В центре реактора помещается уран 235 или обогащенный ураном 235 естественный уран. Он окружается оболочкой из естественного урана, а затем ставится защитная стенка.
Часть нейтронов, выделяющихся при делении урана 235, расходуется на развитие процесса деления, а избыток нейтронов реагирует с ураном 238, находящимся в оболочке из естественного урана. Эта реакция приводит к образованию из урана 238 плутония. Так как каждое ядро атома урана 235 при делении выделяет 2–3 нейтрона, на продолжение реакции расходуется один нейтрон, а потери нейтронов невелики, то один или более нейтронов, соединяясь с ядрами урана 238, образуют плутоний. Таким образом, в таком реакторе исчезает уран 235 и появляется в большем количестве, чем расходуется уран 235, плутоний 239. В ядерном реакторе, работающем на естественном уране, также получается плутоний 239, но в меньшем количестве, чем расходуется уран 235. Плутоний может быть извлечен и применен вместо урана 235 в качестве ядерного горючего. Этим путем теоретически весь запас урана 238 может быть превращен в плутоний — в ядерное горючее, и, следовательно, количество ядерного горючего фактически может не уменьшаться, а накопляться в процессе его сжигания. Расходоваться будет уран 238, а его в природе имеются такие количества, которые надолго обеспечат человечество атомной энергией.
Кроме урана 238, можно использовать еще более распространенный в природе элемент — торий, который, захватывая нейтрон, претерпевает ряд превращений и образует уран 233.
Уран 233 подобно ядру урана 235 делится с выделением нейтронов и может служить ядерным горючим. Таким образом, в качестве ядерного горючего могут употребляться уран 235, уран 233 и плутоний 239, а в качестве материалов для получения плутония 239 и урана 233 уран 238 и торий 232. Все эти элементы радиоактивны. Они хотя и медленно, но распадаются, испуская альфа-частицы. Однако наименее устойчивый из них — плутоний 239 — имеет период полураспада 24 000 лет, и в течение столетий его убыль в результате распада не будет заметна. Уран 233 имеет период полураспада 1,63∙105 лет, а уран 235 — 7,13∙108 лет. Обращение с этими элементами должно быть осторожным, так как они радиоактивны, являются альфа-излучателями.