Швидкий реактор

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.

Розріз корпусу швидкого реактора ядерної електростанції у місті Шевченко: 1 - активна зона; 2 - зона відтворення; 3 - корпус; 4 - центральна колона; 5 - розвантажувальний елеватор; 6 - розвантажувальний бокс.

Швидкий реактор, ядерний реактор, в якому ланцюгова реакція поділу ядерного палива здійснюється на швидких нейтронах. Нейтрони високих енергій обумовлюють відносно високий вихід нейтронів поділу. Поглинання частини швидких нейтронів ізотопами, що не діляться, з подальшим перетворенням їх в ті, що діляться (наприклад, ²³⁸u в ²³⁹pu) приводить до відтворення (утворенню вторинного) ядерного пального (коефіцієнт відтворення може досягати 1,6). «Зона відтворення» оточує активну зону в корпусі реактора (мал.). У енергетичному швидкому реакторі теплоносій (головним чином рідкий натрій), нагріваючись в цих зонах, віддає тепло в теплообмінниках робочому пароводяному середовищу. У разі натрієвого теплоносія реакторний і парогенеруючий контури розділяються проміжним, також натрієвим, контуром в цілях запобігання попаданню радіоактивного натрію в контур турбіни. Застосовуються і інші варіанти відведення тепла. Розширене відтворення ядерного пального в швидкому реакторі принципово дозволяє використовувати все наявні уранові ресурси, зокрема ²³⁸u, що залишається в значних кількостях невикористаним в реакторах, що працюють на теплових нейтронах.

У колишньому СРСР була побудована серія експериментальних швидких реакторів, вони проектувалися також для електростанцій (Шевченко (Казахстан).

Найбільш потужна у світі реакторная установка БН-600 працює з 1980 р. у складі 3-го блоку Бєлоярської АЕС (Російська Федерація). http://nauka.relis.ru/05/0503/05503034.htm

Ю. І. Корякін.