Реактор на промежуточных нейтронах

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

Реактор на промежуточных нейтронахядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией 0,025 – 1000 эВ.

Концентрация делящихся веществ в активной зоне реактора на промежуточных нейтронах такова, что быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1—1000 эВ. Например, отношение ядер бериллия и 235U в таких реакторах лежит в пределах от 150 до 250.

Энергетические реакторы на промежуточных нейтронах применяют сравнительно редко по двум причинам. Эти реакторы требуют высокой степени обогащения ядерного топлива по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Во-вторых, в активной зоне такого реактора на один захват нейтрона испускается не более 1,5—2,0 нейтронов. Поэтому в реакторах на промежуточных нейтронах невозможно осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива, как в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах.

Реакторы на промежуточных нейтронах используют как исследовательские реакторы, так как в них удается получить очень высокую плотность потока нейтронов. Например, максимальная плотность потока нейтронов в реакторе СМ-2, построенном в СССР равна 3,3⋅1019 нейтр./(м2·с).

Однако на некоторых проектах подводных лодок СССР устанавливались реакторы на промежуточных нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, которые зарекомендовали себя с хорошей стороны.

Литература[править | править код]

  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.