БЫСТРЫЙ РЕАКТОР

БЫСТРЫЙ РЕАКТОР ядерный реактор, в к-ром цепная реакция деления ядерного
горючего осуществляется на быстрых нейтронах. Нейтроны высоких энергий
обусловливают относительно высокий выход нейтронов деления. Поглощение части
быстрых нейтронов неделящимися изотопами с последующим превращением их в делящиеся
(напр., ²³⁸U в ²³⁹Ри) приводит к воспроизводству (образованию
вторичного) ядерного горючего (коэфф. воспроизводства может достигать 1,6).
"Зона воспроизводства" окружает активную зону в корпусе реактора (рис.
). Разрез корпуса быстрого реактора ядерной электростанции в г. Шевченко:
1 - активная зона; 2 - зона воспроизводства; 3 - корпус; 4
- центральная колонна; 5 - разгрузочный элеватор; 6 - разгрузочный
бокс. В энергетич. Б. р. теплоноситель (гл. обр. жидкий натрий), нагреваясь
в этих зонах, отдаёт тепло в теплообменниках рабочей пароводяной среде. В
случае натриевого теплоносителя реакторный и парогене-рирующий контуры разделяются
промежуточным, также натриевым, контуром в целях предотвращения попадания
радиоактивного натрия в контур турбины. Применяются и другие варианты отвода
тепла. Расширенное воспроизводство ядерного горючего в Б. р. принципиально
позволяет использовать все имеющиеся урановые ресурсы, в т. ч. ²³⁸U,
остающийся в значит, количествах неиспользованным в реакторах, работающих
на тепловых нейтронах. В СССР построена серия экспериментальных Б. р. и строится
электростанция на базе Б. р. в г. Шевченко (Казах. ССР). Ю. И. Корякин.

А Б В Г Д Е Ё Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ъ Ы Ь Э Ю Я