Ядерний реактор на швидких нейтронах

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Розріз корпусу швидкого реактора ядерної електростанції у місті Шевченко: 1 — активна зона; 2 — зона відтворення; 3 — корпус; 4 — центральна колона; 5 — розвантажувальний елеватор; 6 — розвантажувальний бокс.

Реактор на швидких нейтронах — ядерний реактор, в якому ланцюгова реакція поділу ядерного палива здійснюється на швидких нейтронах. Нейтрони високих енергій обумовлюють відносно високий вихід нейтронів поділу. Поглинання частини швидких нейтронів ізотопами, що не діляться, з подальшим перетворенням їх в ті, що діляться (наприклад, 238U в 239Pu) приводить до відтворення (утворенню вторинного) ядерного пального (коефіцієнт відтворення може досягати 1,6). «Зона відтворення» оточує активну зону в корпусі реактора (мал.). У енергетичному швидкому реакторі теплоносій (головним чином рідкий натрій), нагріваючись в цих зонах, віддає тепло в теплообмінниках робочому пароводяному середовищу. У разі натрієвого теплоносія реакторний і парогенеруючий контури розділяються проміжним, також натрієвим, контуром в цілях запобігання попаданню радіоактивного натрію в контур турбіни. Застосовуються і інші варіанти відведення тепла. Розширене відтворення ядерного пального в швидкому реакторі принципово дозволяє використовувати всі наявні уранові ресурси, зокрема 238U, що залишається в значних кількостях невикористаним в реакторах, які працюють на теплових нейтронах.

У колишньому СРСР була побудована серія експериментальних швидких реакторів, вони проектувалися також для електростанцій (Шевченко, Казахстан).

Найпотужніша у світі реакторна установка БН-600 працює з 1980 р. у складі 3-го блоку Бєлоярської АЕС (Російська Федерація).

Література[ред.ред. код]


Фізика Це незавершена стаття з фізики.
Ви можете допомогти проекту, виправивши або дописавши її.