Большая Советская энциклопедия - теплоноситель

в ядерном реакторе, жидкое или газообразное вещество, пропускаемое через активную зону (См. Активная зона) реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате реакции деления ядер. В энергетических реакторах Т. из реактора поступает в парогенератор, в котором вырабатывается пар, приводящий в действие турбины (в ряде случаев сам Т. — пароводяной или газовый — может служить рабочим телом турбинного цикла). В исследовательских (например, материаловедческих) и специальных реакторах (например, в реакторах для накопления радиоактивных изотопов) Т. осуществляет лишь сток тепла, выносимого из активной зоны. К Т. предъявляют след. требования: слабое поглощение нейтронов в Т. (в тепловых реакторах (См. Тепловой реактор)) либо слабое замедление их (в быстрых реакторах (См. Быстрый реактор)); химическая стойкость Т. в условиях интенсивного радиационного облучения; низкая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам, с которыми Т. находится в контакте; высокий коэффициент теплопередачи; большая удельная теплоёмкость; низкое рабочее давление при высоких температурах. В тепловых реакторах в качестве Т. используют воду (обычную и тяжёлую), водяной пар, органической жидкости, двуокись углерода; в быстрых реакторах — жидкие металлы (преимущественно натрий), а также газы (например, водяной пар, гелий). Часто Т. служит жидкость, являющаяся одновременно и замедлителем.

Лит. см. при ст. Ядерный реактор.

С. А. Скворцов.

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

1969—1978