«Быстрый реактор»

ядерный реактор, в котором цепная реакция деления ядерного горючего осуществляется на быстрых нейтронах (См. Быстрые нейтроны). Нейтроны высоких энергий обусловливают относительно высокий выход нейтронов деления. Поглощение части быстрых нейтронов неделящимися изотопами с последующим превращением их в делящиеся (например, ²³⁸U в ²³⁹Pu) приводит к воспроизводству (образованию вторичного) ядерного горючего (коэффициент воспроизводства может достигать 1,6). «Зона воспроизводства» окружает активную зону (См. Активная зона) в корпусе реактора (рис.). В энергетическом Б. р. теплоноситель (главным образом жидкий натрий), нагреваясь в этих зонах, отдаёт тепло в теплообменниках рабочей пароводяной среде. В случае натриевого теплоносителя реакторный и парогенерирующий 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 том числе ²³⁸U, остающийся в значительных 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 (Казахская ССР).

Ю. И. Корякин.

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.

БЫСТРЫЙ РЕАКТОР - ядерный реактор, в котором для цепной реакции деления ядерного топлива используются быстрые нейтроны. В быстром реакторе может осуществляться расширенное воспроизводство ядерного топлива. На базе быстрого реактора построена АЭС в г. Актау в Казахстане (1973).

fast reactor

бы́стрый реа́ктор

ядерный реактор, в котором для цепной реакции деления ядерного топлива используются быстрые нейтроны. В быстром реакторе может осуществляться расширенное воспроизводство ядерного топлива. На базе быстрого реактора построена АЭС в г. Актау в Казахстане (1973).

* * *

БЫ́СТРЫЙ РЕА́КТОР, ядерный реактор, в котором для цепной реакции деления ядерного топлива используются быстрые нейтроны. В быстром реакторе может осуществляться расширенное воспроизводство ядерного топлива. На базе быстрого реактора построена АЭС в г. Актау в Казахстане (1973).

ядерный реактор, в к-ром цепная реакция деления ядерного топлива осуществляется на быстрых нейтронах. В Б. р. отсутствуют замедлители нейтронов. В качестве ядерного топлива используется плутоний или обогащённый уран. Б. р. характеризуются малыми размерами активной зоны (напр., у реактора на быстрых нейтронах БН-350 активная зона выс. 1,06 ми диам. 1,5 м содержит 1,05 т ²³⁵U). На осн. Б. р. БН-350 в СССР (г. Шевченко) создана (1973) энергетич. установка трёхцелевого назначения: произ-во электроэнергии (электрич. мощность 150 МВт), опреснение воды (120 тыс. т в 1 сут) и воспроизводство ядерного топлива.

reattore veloce [a neutroni veloci]