Как следует из сказанного, процесс в ядерном реакторе сводится к тому, что в тепловыделяющих элементах постепенно расходуется, «выгорает» уран 235 и накапливается новое ядерное горючее — плутоний 239. В результате деления урана 235 в тепловыделяющих элементах накапливаются также продукты деления.
Чтобы ядерный реактор мог продолжать работу, необходимо отработанные тепловыделяющие элементы полностью или частично заменять новыми. В отслуживших элементах содержится большое количество урана 238, остатки невыгоревшего урана 235, «осколки» деления и образовавшийся плутоний 239. Эти топливные элементы поступают на специальный химический завод, где из них химическими методами выделяют чистые соединения плутония и удаляют «осколки» деления. Вещества, содержащие ценное ядерное горючее — плутоний, направляют на металлургический завод, где производится выделение чистого металлического плутония.
В ядерном реакторе мощностью 100 000 квт в течение суток получается примерно 60–100 г плутония. «Осколки» деления в качестве компактных источников излучения или меченых атомов могут быть использованы для контроля производственных процессов, для лечения и распознавания ряда заболеваний в медицине, для изучения процессов развития растений в сельском хозяйстве и для научных исследований. Расширение применения «осколков» деления и других радиоактивных изотопов для указанных целей рекомендуется директивами XX съезда КПСС по шестому пятилетнему плану.
В капиталистических странах ведутся работы по использованию «осколков» деления в качестве боевых радиоактивных веществ.
Остающиеся после выделения плутония и «осколков» деления вещества, содержащие уран 238, подвергаются очистке и направляются на металлургический завод, где из них готовят металлический уран.
Рассмотрим процессы, в которых участвуют нейтроны по мере их замедления. На рис. 21 изображена полоса, ширина которой схематично показывает количество нейтронов. Вначале нейтроны имеют скорость в среднем 20 000 км/сек. При этой скорости небольшая часть нейтронов производит деление урана. Получаются «осколки» деления, а число нейтронов возрастает приблизительно на 3%. Часть нейтронов уходит из активной зоны реактора и теряется, не принимая участия в процессе. Отражатель позволяет сохранить для участия в процессе часть нейтронов, отражая их обратно в активную зону. Нейтроны средних скоростей с большой вероятностью поглощаются ураном 238 (в конечном итоге получается плутоний).
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.