Можно ли использовать 238U, которого в природном уране нахо­дится 99,3%?

В атомной энергетике имеют дело с двумя «сортами» ней­тронов: так называемыми быстрыми, обладающими большей энергией, возникающими в результате ядерной ре­акции, например при делении ядра урана, и замедленными, энергия которых приблизи­тельно в 100 раз меньше энергии быстрых нейтронов.

Тепловые (замедленные) нейтроны можно получить, исполь­зуя замедлитель, которым может служить обычная или тяжелая вода и графит.

Для первой загрузки реактора требуется относительно много плутония – порядка одной тонны, а единственным источником его получения являются реакторы на быстрых нейтронах (не будем забывать, что на Земле плутония прак­тически нет). Отсюда следует еще одно важное требова­ние к реакторам-размножителям (бридерам): быстрая наработка нового плутония для первоначальной загрузки во вновь вводимые в строй реакторы. Обычно темп наработки плутония изменяется временем удвоения его первоначаль­ной загрузки. Желательно, чтобы время удвоения перво­начальной загрузки плутония не превышало 10 – 12 лет.

Таким образом, из всего сказанного следует, что мо­гут создаваться два типа атомных реакторов: реакторы на тепловых, заторможенных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. Установлено также, что реакторы на быстрых нейтронах предпочтительнее с точки зрения луч­шего использования природного урана. Наконец, выясне­но, что создание реакторов на быстрых нейтронах дело с разных точек зрения более сложное и современная тех­ника менее к нему подготовлена. В настоящее время пре­имущественно строятся реакторы на тепловых нейтронах.