Большой энциклопедический политехнический словарь - воспроизводство ядерного топлива

процесс образования в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива ²³⁹Pu (или ²³³U) в результате захвата ядрами т. н. сырьевого материала ²³⁵U (или ²³²Тh) нейтронов, выделяющихся при "горении" первичного ядерного топлива ²³⁵U. Соотношение между образованием вторичного ядерного топлива и выгоранием первичного характеризуется коэфф. воспроизводства (KB). Для энергетич. реакторов на тепловых нейтронах с использованием естеств. или слегка обогащённого урана KB меньше 1 (ок. 0,6 0,8). В тепловых реакторах с использованием тория он может неск. превышать 1. Для реакторов на быстрых нейтронах KB может быть существенно больше 1 (расширенное В. я. т., т. е. топливный цикл, в к-ром масса вновь образующегося топлива больше массы сгорающего). Процесс расширенного В. я. т. обычно характеризуется временен удвоения, т. е. временем, в течение к-рого масса ядерного топлива, первоначально находившаяся в топливном цикле реактора-размножителя, увеличится в 2 раза.

Большой энциклопедический политехнический словарь

2004