|
|
Большая Советская Энциклопедия (цитаты)
|
|
|
|
|
Быстрый реактор | Быстрый реактор (далее Б) ядерный реактор, в котором цепная реакция деления ядерного горючего осуществляется на быстрых нейтронах. Нейтроны высоких энергий обусловливают относительно высокий выход нейтронов деления. Поглощение части быстрых нейтронов неделящимися изотопами с последующим превращением их в делящиеся (например, 238 в 239) приводит к воспроизводству (образованию вторичного) ядерного горючего (коэффициент воспроизводства может достигать 1,6). "Зона воспроизводства" окружает активную зону в корпусе реактора (рис.). В энергетическом Б теплоноситель (главным образом жидкий нагреваясь в этих зонах, отдает тепло в теплообменниках рабочей пароводяной среде. В случае теплоносителя реакторный и парогенерирующий контуры разделяются промежуточным, также контуром в целях предотвращения попадания радиоактивного в контур турбины. Применяются и другие варианты отвода тепла. Расширенное воспроизводство ядерного горючего в Б принципиально позволяет использовать все имеющиеся ресурсы, в том числе 238, остающийся в значительных количествах неиспользованным в реакторах, работающих на тепловых нейтронах. В СССР построена серия экспериментальных Б и строится электростанция на базе Б в г. Шевченко (Казахская ССР).
Ю. И. Корякин.
|
Для поиска, наберите искомое слово (или его часть) в поле поиска
|
|
 |
 |
 |
|
|
|
Новости 22.02.2025 11:25:55
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
