Тепловой реактор это:

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 Кэотношением числа поглощённых в реакторе нейтронов одного поколения к числу поглощённых нейтронов предыдущего поколения. При Кэ = 1 реактор находится в критическом стационарном состоянии, при Кэ> 1 мощность реактора растет, при Кэ<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.

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия. 1969—1978.

Смотреть что такое "Тепловой реактор" в других словарях:

  • ТЕПЛОВОЙ РЕАКТОР — ядерный реактор, в котором подавляющее число делений ядер делящегося вещества происходит при взаимодействии их с тепловыми нейтронами. Ядерным топливом в тепловом реакторе служит 233U, 235U, 239Pu, 241Pu. Тепловой реактор используют для… …   Большой Энциклопедический словарь

  • Тепловой реактор — Thermal reactor ядерный реактор, в котором цепная реакция деления ядерного топлива осуществляется на тепловых нейтронах. Термины атомной энергетики. Концерн Росэнергоатом, 2010 …   Термины атомной энергетики

  • тепловой реактор — Ядерный реактор, в котором цепная реакция деления ядерного топлива осуществляется на тепловых нейтронах. [http://pripyat.forumbb.ru/viewtopic.php?id=25] Тематики атомная энергетика в целом EN thermal reactor …   Справочник технического переводчика

  • тепловой реактор — ядерный реактор, в котором подавляющее число делений ядер делящегося вещества происходит при взаимодействии их с тепловыми нейтронами. Ядерным топливом в тепловом реакторе служат 233U, 235U, 239Pu, 241Pu. Тепловой реактор используют для… …   Энциклопедический словарь

  • тепловой реактор — šiluminių neutronų reaktorius statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. thermal pile; thermal reactor vok. thermischer Reaktor, m rus. реактор на тепловых нейтронах, m; тепловой реактор, m pranc. réacteur à neutrons thermiques, m; réacteur… …   Fizikos terminų žodynas

  • тепловой реактор — см. в ст. Ядерный реактор. Энциклопедия «Техника». М.: Росмэн. 2006 …   Энциклопедия техники

  • ТЕПЛОВОЙ РЕАКТОР — ядерный реактор, в к ром подавляющее число делений ядер делящегося в ва происходит при взаимодействии их с тепловыми нейтронами. Ядерным топливом в Т. р. служат 233U, 235U, 238Pu, 241Pu. Т. р. используются для произ ва электроэнергии, опреснения… …   Большой энциклопедический политехнический словарь

  • ТЕПЛОВОЙ РЕАКТОР — ядерный реактор, в к ром подавляющее число делений ядер делящегося в ва происходит при их взаимодействии с тепловыми нейтронами. Ядерным топливом в Т. р. служат 233U, 235U, 239Pu, 241Pu. Т. р. используют для произ ва эл. энергии, опреснения воды …   Естествознание. Энциклопедический словарь

  • Тепловой реактор — …   Википедия

  • реактор на тепловых нейтронах — šiluminių neutronų reaktorius statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. thermal pile; thermal reactor vok. thermischer Reaktor, m rus. реактор на тепловых нейтронах, m; тепловой реактор, m pranc. réacteur à neutrons thermiques, m; réacteur… …   Fizikos terminų žodynas

Книги



Поделиться ссылкой на выделенное

Прямая ссылка:
Нажмите правой клавишей мыши и выберите «Копировать ссылку»