Большая Советская энциклопедия - 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.

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

1969—1978