Большой энциклопедический политехнический словарь - быстрый реактор

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.

Большой энциклопедический политехнический словарь

2004