Значение слова реактор-размножитель

ядерный реактор, в котором "сжигание" ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реакторе-размножителе нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (напр., 239Pu), взаимодействуют с ядрами помещенного в реактор сырьевого материала (напр., 238U), в результате образуется вторичное ядерное топливо (239Pu). В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топлива представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (напр., сжигается 235U, воспроизводится 233U), в реакторе-размножителе типа реакторконвертер - изотопы различных химических элементов (напр., сжигается 235U, воспроизводится 239Pu).

бридер, ядерный реактор , в котором расход ядерного топлива (ядерного горючего) сопровождается его расширенным воспроизводством в виде вторичного ядерного топлива. Как правило, в Р.-р. расходуемое и воспроизводимое топлива являются одним и тем же химическим элементом (плутоний либо уран). Воспроизводство топлива осуществляется в результате взаимодействия нейтронов , освобождающихся в процессе деления ядер исходного топлива, с ядрами помещаемого в реактор вещества, называется сырьевым материалом. В уран-плутониевом Р.-р. на быстрых нейтронах исходным топливом служит 239Pu, а сырьевым материалом ≈ 238U. В результате захвата ядрами урана свободных нейтронов образуется вторичное топливо ≈ 239 Pu. В уран-ториевом Р.-р. на быстрых или медленных нейтронах исходным топливом служит 233U, сырьевым материалом ≈ 232Th; воспроизводимым топливом является 233U. Существенной величиной, характеризующей работу Р.-р., является время удвоения массы топлива (время, за которое масса накопленного топлива становится вдвое больше массы топлива, первоначально загруженного в реактор).

Единственным природным ядерным топливом является 235U, содержание которого в природной смеси изотопов урана составляет всего лишь 0,71%. Использование Р.-р. создаёт принципиальную возможность расширения топливной базы ядерной энергетики в десятки раз за счёт веществ, которые сами по себе не могут поддерживать реакцию деления. Поэтому проблеме создания надёжных и экономичных Р.-р. уделяется весьма большое внимание во всех промышленно развитых странах. В СССР соответствующие работы были начаты в 1949 под руководством А. И. Лейпунского. После создания серии экспериментальных Р.-р. в 1973 осуществлен пуск первого в мире крупного Р.-р. БН-350 (г. Шевченко, Казахская ССР) на АЭС мощностью 150 Мвт; сооружается Р.-р. БН-600 для АЭС мощностью 600 Мвт.

С. А. Скворцов.

Реактор-размножитель — ядерный реактор , позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора. Сырьём для нового топлива служат изотопы, которые не могут быть использованы в традиционных энергетических реакторах, например, уран-238 и торий-232. Запасы этих изотопов более чем в 100 раз превосходят запасы урана-235. Для уран-плутониевого топливного цикла размножителем является реактор на быстрых нейтронах (Fast Breeder Reactor). При этом в зоне размножения из обеднённого урана, состоящего, в основном, из изотопа 238, получается плутоний-239, который может быть использован в реакторе, как новое ядерное топливо.

Для уран-ториевого топливного цикла (, Ториевая ядерная программа ) размножителем может быть и реактор на тепловых нейтронах с тяжеловодным теплоносителем и замедлителем, например, . При этом в активной зоне находится уран-233, а в зоне размножения - торий-232. Особенностью такого реактора является то, что коэффициент размножения, равный единице , может быть достигнут при равномерном размещении топлива и «сырья» в активной зоне, без выделения отдельных зон, как у реактора на быстрых нейтронах. Это позволяет, в принципе, создать реактор с топливной кампанией в несколько десятилетий, т.е., способный работать весь срок службы без манипуляций с топливом.

Основная характеристика — коэффициент воспроизводства . Следует иметь в виду, что проблемы обеспечения энергосъёма, надёжности, безопасности, экономической эффективности, чаще всего входят в противоречие с потребностью в увеличении коэффициента воспроизводства. Наряду с коэффициентом воспроизводства используется характеристика, называемая «время удвоения», показывающая, за какое время количество полезного изотопа может увеличиться вдвое.