Поиск по словарям
Поиск :


ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР


ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в к-ром осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов под действием нейтронов. Деление сопровождается образованием ядер более лёгких элементов (осколков), обладающих высокой кинетической энергией, к-рая затем превращается в тепловую энергию в результате их торможения. В зависимости от энергетич. спектра нейтронов, используемых для обеспечения деления ядер тяжёлых элементов, Я. р. подразделяются на быстрые, тепловые и промежуточные. В быстрых Я. р. нейтроны замедляются мало и процесс деления производится гл. обр. нейтронами с энергией более 10 кэВ. В тепловых Я. р. с помощью различ. замедлителей энергия нейтронов существенно уменьшается и становится близкой к энергии теплового дви- жения молекул (~0,025 эВ) при темп-ре 16 — 20° С. В промежуточных Я. р. устанавливается промежуточный энергетич. спектр нейтронов (от 1 эВ до неск. кэВ). Природными веществами, используемыми для деления, являются уран и торий (см. Ядерное горючее). Осн. конструктивная часть Я. р.— активная зона, в к-рой размещаются делящееся вещество и (в тепловом Я. р.) замедлитель нейтронов, а также устройства, регулирующие процесс деления. Делящееся вещество в металлич. форме, в форме окислов, карбидов и т. д. может быть собрано в т. н. тепловыделяющие элементы (гетерогенный реактор) или, значительно реже, в виде взвеси или раствора равномерно размещено в теплоносителе (гомогенный реактор). Через активную зону протекает теплоноситель, отводящий тепловую энергию, выделяющуюся при делении (гл. обр. вода, углеводороды, гелий, углекислота, жидкие металлы). Вода и углеводороды одновременно являются и замедлителем. Активная зона окружается отражателем для уменьшения потери нейтронов и экранами из воды, бетона, свинца, стали и др. материалов для обеспечения биол. защиты персонала, обслуживающего Я. р. Состояние Я. р. характеризуется эффективным коэффициентом (Кэф) размножения нейтронов. При КЭф = .1 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Объём активной зоны Я. р. в этом состоянии и масса делящегося вещества наз. соответственно критическим объёмом Я. р. и критической массой. Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Я. р. находится в надкритическом состоянии; при КЭф <С 1 реакция затухает, реактор подкри-тичен. Управление Я. р. осуществляется с помощью устройств, регулирующих баланс нейтронов в активной зоне и др. условия работы Я. р. (температуру, давление, расход теплоносителя и т. д.). По назначению Я. р. делятся на экспериментальные, исследовательские, изотопные и энергетические. Экспериментальные Я. р. предназначены для изучения различ. физ. величин, необходимых для проектирования и эксплуатации Я. р. Их мощность не превышает неск. кВт. Исследовательские Я. р. служат для исследований в области ядерной физики, радиац. химии, испытания материалов и т. п. Мощность этих Я. р. не превосходит 100 МВт. К исследовательским относятся импульсные Я. р., позволяющие получать большую мощность и интенсивный поток нейтронов в короткие интервалы времени (от йеск. мкс до неск. с). Быстрый Я. р. наиболее близко моделирует нейтронное и гамма-излучения ядер, взрыва, что используется для изучения воздействия проникающей радиации на материалы, приборы и биол. системы. Изотопные Я.р. используются для получения изотопов, в т. ч. плутония и трития, применяемых при изготовлении ядерных зарядов. Энергетические Я. р. являются источниками тепла, используемого для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения мор. воды, в корабельных энергетических установках и т. д. (см. также Атомные силовые установки). В конце 70-х гг. мощность (тепловая) энергетич. Я. р. достигает 3—5 ГВт. Лит.: Р у д и к А. П. Физические основы ядерных реакторов. М., 1979; ЛевинВ. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. Изд. 4-е. М., 1979; Кузнецов В. А. Ядерные реакторы космических энергетических установок. М., 1977; Б а т ь Г. А., Коченов А. С, Кабанов Л. П. Исследовательские ядерные реакторы. М., 1972; Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. Пер. с англ. М., 1974; Азерская Н. Я. Ядерные реакторы—науке и технике. Рек. указ. литературы в помощь лектору. М., 1979. В. А. Соловьёв, А. И. Кириллов.


Дата:





Яндекс.Метрика Рейтинг@Mail.ru

0.0676 с.