Большая Советская энциклопедия - реактор-размножитель

бридер, Ядерный реактор, в котором расход ядерного топлива (ядерного горючего) сопровождается его расширенным воспроизводством в виде вторичного ядерного топлива. Как правило, в Р.-р. расходуемое и воспроизводимое топлива являются одним и тем же химическим элементом (плутоний либо уран). Воспроизводство топлива осуществляется в результате взаимодействия Нейтронов, освобождающихся в процессе деления ядер исходного топлива, с ядрами помещаемого в реактор вещества, называется сырьевым материалом. В уран-плутониевом Р.-р. на быстрых нейтронах исходным топливом служит ²³⁹Pu, а сырьевым материалом — ²³⁸U. В результате захвата ядрами урана свободных нейтронов образуется вторичное топливо — ²³⁹ Pu. В уран-ториевом Р.-р. на быстрых или медленных нейтронах исходным топливом служит ²³³U, сырьевым материалом — ²³²Th; воспроизводимым топливом является ²³³U. Существенной величиной, характеризующей работу Р.-р., является время удвоения массы топлива (время, за которое масса накопленного топлива становится вдвое больше массы топлива, первоначально загруженного в реактор).

Единственным природным ядерным топливом является ²³⁵U, содержание которого в природной смеси изотопов (См. Изотопы) урана составляет всего лишь 0,71%. Использование Р.-р. создаёт принципиальную возможность расширения топливной базы ядерной энергетики в десятки раз за счёт веществ, которые сами по себе не могут поддерживать реакцию деления. Поэтому проблеме создания надёжных и экономичных Р.-р. уделяется весьма большое внимание во всех промышленно развитых странах. В СССР соответствующие работы были начаты в 1949 под руководством А. И. Лейпунского. После создания серии экспериментальных Р.-р. в 1973 осуществлен пуск первого в мире крупного Р.-р. БН-350 (г. Шевченко, Казахская ССР) на АЭС мощностью 150 Мвт; сооружается Р.-р. БН-600 для АЭС мощностью 600 Мвт.

С. А. Скворцов.

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

1969—1978