Поиск в словарях
Искать во всех

Большая Советская энциклопедия - ядерный реактор

Ядерный реактор

устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция (См. Ядерные цепные реакции), сопровождающаяся выделением энергии. Первый Я. р. построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый Я. р. пущен в декабре 1946 в Москве под руководством И. В. Курчатова. К 1978 в мире работало уже около тысячи Я. р. различных типов. Составными частями любого Я. р. являются: Активная зона с ядерным топливом (См. Ядерное топливо), обычно окруженная отражателем нейтронов, Теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. 1). Основной характеристикой Я. р. является его мощность. Мощность в 1 Мет соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.

В активной зоне Я. р. находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние Я. р. характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтронов или реактивностью ρ:

ρ = (К∞ — 1)/Кэф. (1)

Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Я. р. находится в надкритичном состоянии и его реактивность ρ > 0; если Кэф < 1, то реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0; при К= 1, ρ = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Я. р. в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, 252Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и Космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при Кэф> 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Я. р. применяют 235U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (См. Тепловые нейтроны) (Тепловой реактор). В Я. р. на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный 235U (такими были первые Я. р.). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией ξn > 10 кэв (Быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1—1000 эв.

По конструкции Я. р. делятся на гетерогенные реакторы (См. Гетерогенный реактор), в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов (рис. 2), и гомогенные реакторы (См. Гомогенный реактор), в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном Я. р., называются тепловыделяющими элементами (См. Тепловыделяющий элемент) (ТВЭЛ'ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называется ячейкой. По характеру использования Я. р. делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы (См. Исследовательский реактор). Часто один Я. р. выполняет несколько функций (см. Двухцелевой реактор).

Условие критичности Я. р. имеет вид:

Кэф = К∞․ Р = 1, (1)

где 1 — Р — вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Я. р., Ккоэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Я. р. так называемой «формулой 4 сомножителей»:

К∞ = νεφυ. (2)

Здесь ν — среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра 235U тепловыми нейтронами, ε — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер 238U, быстрыми нейтронами); φ — вероятность того, что нейтрон не захватится ядром 238U в процессе замедления, υ — вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной η = ν/(l + α), где α — отношение сечения радиационного захвата σр к сечению деления σд.

Условие (1) определяет размеры Я. р. Например, для Я. р. из естественного урана и графита ν = 2,4. ε ≈ 1,03, εφυ ≈ 0,44, откуда К∞=1,08. Это означает, что для К> 1 необходимо Р

Рейтинг статьи:
Комментарии:

Вопрос-ответ:

Что такое ядерный реактор
Значение слова ядерный реактор
Что означает ядерный реактор
Толкование слова ядерный реактор
Определение термина ядерный реактор
yadernyy reaktor это
Ссылка для сайта или блога:
Ссылка для форума (bb-код):

Самые популярные термины