Размножитель-реактор - significado y definición. Qué es Размножитель-реактор
Diclib.com
Diccionario en línea

Qué (quién) es Размножитель-реактор - definición

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, ПОЗВОЛЯЮЩИЙ НАРАБАТЫВАТЬ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО В КОЛИЧЕСТВЕ, ПРЕВЫШАЮЩЕМ ПОТРЕБНОСТИ САМОГО РЕАКТОРА
Размножитель-реактор; Бридер
  • Схематическое изображение реактора-размножителя с интегральной (слева) и петлевой (справа) компоновкой оборудования.

Реактор-размножитель         
Реактор-размножитель (, бридер) — 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.
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 реактор-конвертер - изотопы различных химических элементов (напр., сжигается 235U, воспроизводится 239Pu).
Реактор-размножитель         

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 (См. Изотопы) 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.

Wikipedia

Реактор-размножитель

Реактор-размножитель (англ. breeder reactor, бридер) — 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 ядерных 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 (FBR, от англ. fast breeder reactor). При этом в зоне размножения из обеднённого урана, состоящего, в основном, из изотопа уран-238, получается плутоний-239, который может быть использован в реакторе как новое ядерное топливо.

Для уран-ториевого топливного цикла (ториевый топливный цикл, ториевая ядерная программа) размножителем может быть и реактор на тепловых нейтронах с тяжеловодным теплоносителем и замедлителем, например, AHWR. При этом в активной зоне находится уран-233, а в зоне размножения — торий-232. Особенностью такого реактора является то, что коэффициент размножения, равный единице (или превосходящий её на малую долю), 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, то есть, способный работать весь срок службы без манипуляций с топливом.

Основная характеристика — коэффициент воспроизводства (КВ). 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.