Реактор на теплових нейтронах

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Докладніше: Ядерний реактор

Реактор на теплових нейтронах — ядерний реактор, що використовує теплові нейтрони. «Теплові» не означає гарячі в прямому сенсі, але означає, що вони перебувають у стані теплової рівноваги з середовищем (паливо, сповільнювач, елементи конструкції) й мають набагато меншу енергію, ніж швидкі нейтрони, які утворюються під час поділу.

Реактори на більшості атомних електростанцій працюють саме на теплових нейтронах і використовують сповільнювач нейтронів, щоб сповільнити нейтрони до рівня кінетичної енергії навколишніх частинок. Нейтрони не є зарядженими, що дозволяє їм проникати глибоко всередину речовини й наближатись до ядер[1].

Поперечний переріз реакції урану-235 для теплових нейтронів становить близько 1000 барн, а для швидких нейтронів — близько 1 барна[2]. Тому теплові нейтрони можуть з більшою ймовірністю викликати поділ ядра урану-235, ніж бути захопленими ураном-238. Якщо хоча б один нейтрон, утворений в результаті поділу ядра U-235, влучає в інше ядро і викликає його поділ, то ланцюгова реакція продовжується. Якщо реакція підтримує сама себе, то говорять, що реактор перебуває в критичному стані. Масу урану 235, яка необхідна для того, щоб викликати критичний стан, називають критичною масою.

Реактор на теплових нейтронах складається з таких елементів:

Див. також[ред.ред. код]

Примітки[ред.ред. код]

  1. Squires, G.L. (2012, March 29). Introduction of the Theory of Thermal Neutron Scattering.
  2. Some Physics of Uranium. Процитовано 2009-01-18.  [недоступне посилання з 01.09.2010]

Посилання[ред.ред. код]