Ядерное горючее – это вещества, ядра которых участвуют в реакциях деления или синтеза, протекающих с освобождением внутриядерной энергии. В качестве Я. г. в ядерных зарядах используются такие делящиеся вещества, как уран 235U, 233U, плутоний 239Рu, а также изотопы некоторых трансплутониевых элементов. Помимо названных веществ, как в атомных, так и в термоядерных зарядах применяются компоненты термоядерных реакций синтеза — дейтерий и тритий. Эти вещества могут использоваться в газообразном состоянии в виде химических соединений, например гидридов. Из материалов с пороговым характером деления в ядерных зарядах (особенно широко в термоядерных) применяется 238U в виде естественного урана. Для получения энергии в ядерных реакторах в качестве делящегося вещества используется 235U (природное Я.г.), а в некоторых случаях — 239Рu и 233U (вторичное Я.г.). Применительно к ядерным реакторам употребляется термин «ядерное топливо», включающее помимо Я.г. так называемые сырьевые материалы (238U и торий 232Тn) для производства вторичного Я.г. Энерговыделение на единицу массы прореагировавшего вещества Я.г. в несколько миллионов раз выше, чем у обычных видов топлива и ВВ, и составляет около 8∙1013 Дж на 1 кг урана и около 32×1013 Дж на 1 кг смеси дейтерия и трития. Промышленное производство Я.г. осуществляется разными способами в зависимости от вида изотопа. 235U получают путем обогащения из природного урана, представляющего собой смесь трех изотопов 234U, 235U, 238U. Для этого используются методы газовой диффузии, электромагнитной сепарации, газового центрифугирования и др.
Известен, хотя и не получил распространения, весьма перспективный метод лазерного разделения изотопов урана. 233U и 239Рu образуются в реакторах при облучении нейтронами соответственно 232Тn и 238U. Получение 239Рu возможно и путем разделения изотопов, входящих в состав энергетического плутония, который накапливается во всевозрастающих количествах в процессе работы энергетических ядерных реакторов. Тритий в промышленных масштабах производится путем облучения нейтронами лития 6Li в ядерных реакторах. Основным методом получения дейтерия является электролитическое разложение воды, при котором происходит концентрация дейтерия в остатке жидкого электролита
Источник: Гражданская защита: Энциклопедия в 4 томах. Том IV (Т–Я) (издание третье, переработанное и дополненное); под общей редакцией В.А. Пучкова. – М.: ФГБУ ВНИИ ГОЧС (ФЦ), 2015.