Тепловой реактор - definição. O que é Тепловой реактор. Significado, conceito
Diclib.com
Dicionário ChatGPT
Digite uma palavra ou frase em qualquer idioma 👆
Idioma:

Tradução e análise de palavras por inteligência artificial ChatGPT

Nesta página você pode obter uma análise detalhada de uma palavra ou frase, produzida usando a melhor tecnologia de inteligência artificial até o momento:

  • como a palavra é usada
  • frequência de uso
  • é usado com mais frequência na fala oral ou escrita
  • opções de tradução de palavras
  • exemplos de uso (várias frases com tradução)
  • etimologia

O que (quem) é Тепловой реактор - definição

Реакторы на тепловых нейтронах; Тепловой реактор

Реактор на тепловых нейтронах         
Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер 235U с нейтронами, участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер 238U остаётся при низких энергиях постоянным.
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 производства электроэнергии, опреснения воды, искусственного получения радиоактивных веществ, при технических испытаниях материалов и конструкций и т. д.
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 Кэ - отношением 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.

Wikipédia

Реактор на тепловых нейтронах

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер 235U с нейтронами, участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а сечение поглощения нейтронов ядрами 238U остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа 235U всего 0,7 %, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).

Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. В качестве топлива могут использоваться изотопы урана 235U и 233U, а также изотоп плутония 239Pu. Ядерные реакторы на тепловых или быстрых нейтронах описываются в первом приближении одними и теми же основными законами динамики. В этом приближении наиболее важное различие между реакторами на быстрых и тепловых нейтронах заключается в скорости размножения нейтронов. Время жизни поколения нейтронов (среднее время, необходимое для воспроизводства нейтронов в реакторе) в таком реакторе составляет порядка 10−3 с, так как нейтроны, прежде чем вызвать деление, сильно замедляются, затем диффундируют при тепловых энергиях. Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.

Для конструкций мощных энергетических реакторов не всегда удаётся подобрать подходящие материалы с небольшим сечением поглощения. Часто оболочки, каналы и другие части конструкции реакторов изготовляют из таких интенсивно поглощающих нейтроны материалов, как нержавеющая сталь, а дополнительные потери тепловых нейтронов в конструкционных материалах компенсируются использованием урана с высоким обогащением — до более 10 %.

В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно поглощение нейтронов продуктами деления, для компенсации которого в активную зону перед началом кампании добавляют определённую массу ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом кампании и удельной мощности реактора.

Тепловые реакторы разделяют на гомогенные и гетерогенные.

Exemplos do corpo de texto para Тепловой реактор
1. Зная о таком обилии атомных объектов в крае, местные жители всегда начеку, а после чажминской аварии 1'85 года, когда на судоремонтном заводе Военно-морского флота взорвался тепловой реактор атомной субмарины, едва не в каждом втором доме появились дозиметры.
O que é Реактор на тепловых нейтронах - definição, significado, conceito