Тепловой реактор

        Ядерный реактор, в котором подавляющее число делений ядер делящегося вещества происходит при взаимодействии их с тепловыми нейтронами (См. Тепловые нейтроны).

         Для замедления Нейтронов до тепловых энергий (средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 Мэв) в активной зоне (См. Активная зона) реактора размещают замедлитель — вещество, содержащее лёгкие ядра и слабо поглощающее нейтроны. В качестве замедлителей могут быть использованы водород (протий и дейтерий), бериллий, углерод или их соединения — обычная тяжёлая вода, углеводороды, окись бериллия. Чаще всего замедлителем в Т. р. служит вода или графит.

         В качестве ядерного топлива в Т. р. используют делящиеся изотопы урана и плутония (²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu), которые обладают большими сечениями захвата нейтронов малых энергий. Это даёт возможность создания Т. р. с относительно малой критической массой (См. Критическая масса) и, следовательно, относительно малым количеством загружаемого делящегося вещества. Основной вид ядерного топлива, используемого в Т. р., — природный уран или уран, несколько обогащенный изотопом ²³⁵U. В процессе деления ²³⁵U освобождается Тепловой реактор2,5 нейтрона на ядро; при этом в среднем 1 нейтрон расходуется на поддержание ядерной реакции (См. Ядерные реакции), а часть оставшихся (до 0,9 нейтрона) взаимодействует с содержащимся в топливе ²³⁸U (называемым иногда сырьевым материалом), образуя вторичное ядерное топливо — ²³⁹Pu. Доля нейтронов, взаимодействующих с сырьевым материалом, определяется выбором замедлителя и количеством самого сырьевого материала в активной зоне. В Т. р. с уран-ториевым циклом (ядерное топливо — ²³³U, сырьевой материал — ²³²Th, см. Ториевый реактор) число таких нейтронов может превосходить число разделившихся ядер в 1,05—1,1 раза, что даёт возможность осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива.

         Регулирование работы Т. р. (при необходимости ослабить или усилить интенсивность процесса деления) обычно осуществляется регулирующим стержнем (См. Регулирующий стержень) реактора (в активную зону вводят или из неё выводят вещества, интенсивно поглощающие нейтроны). Хорошие поглотители — кадмий, бор, редкоземельные элементы. Чаще всего используют соединения бора (например, карбид бора) или бористую сталь; в водо-водяных реакторах (См. Водо-водяной реактор) частичное регулирование производят изменением концентрации борсодержащих веществ (например, борной кислоты) в теплоносителе (См. Теплоноситель) (воде). Характеризуют рабочее состояние Т. р. так называемым эффективным коэффициентом размножения К_э — отношением числа поглощённых в реакторе нейтронов одного поколения к числу поглощённых нейтронов предыдущего поколения. При К_э = 1 реактор находится в критическом стационарном состоянии, при К_э> 1 мощность реактора растет, при К_э<1 — падает.

         В качестве теплоносителя, отводящего из реактора тепло, которое выделяется в процессе деления, используют жидкости и газы, слабо поглощающие нейтроны и способные осуществлять эффективный теплообмен (обычную и тяжёлую воду, органические жидкости, двуокись углерода, гелий). В отдельных случаях применяют жидкие металлы и соли. Вода и органические жидкости обычно выполняют в Т. р. функции замедлителя и теплоносителя одновременно.

         В качестве конструкционных материалов активной зоны Т. р. используют Al (при t = 200—250 °С), Zr (250 < t < 400 °C) и сталь (t > 400 °С). Al и Zr сравнительно мало влияют на интенсивность поглощения нейтронов в реакторе; сталь же обладает большим сечением поглощения нейтронов, поэтому в соответствующих Т. р. необходимо использовать обогащенное топливо.

         В современной (середина 70-х гг.) ядерной технике (См. Ядерная техника) Т. р. являются основным видом реакторов и находят самое разнообразное применение. Т. р. используют для производства электроэнергии, опреснения воды, получения искусственных делящихся веществ и радиоактивных изотопов, при технических испытаниях материалов и конструкций, изучении физических процессов и явлений и т. д.

         Лит. см. при ст. Ядерный реактор.

         С. А. Скворцов.