Реактор на быстрых нейтронах

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 10⁵ эВ.

Содержание 1 Принцип действия 2 Реакторы на быстрых нейтронах 2.1 C натриевым теплоносителем 2.2 Cо свинцово-висмутовым теплоностиелем 3 Литература

[править] Принцип действия

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO₂ и пр.). Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: ²³⁸U, ²³²Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами ²³⁸U, ²³²Th, расходуются на получение делящихся ядер ²³⁹Pu и ²³³U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, ТВЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

[править] Реакторы на быстрых нейтронах

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейторонах как правило используется жидкометалический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или свинцово-висьмутовая смесь, реже применяются расплавы солей (фториды урана).

[править] C натриевым теплоносителем

• Россия/СССР
  • АБМ-1
  • АБМ-2
  • БН-350 (Казахстан, г. Шевченко, остановлен)
  • БН-600 (Свердловская область, Белоярская АЭС, действует)
  • БН-800 (или 880, Белоярская АЭС, строится)
  • БН-1800 (проект)

• Франция/Германия
  • FENIX (остановлен)
  • SUPERFENIX (остановлен)

[править] Cо свинцово-висмутовым теплоностиелем

• Россия
  • БРЕСТ — (Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем) — проект
  • Серия реакторов для атомных подводных лодок
• США
  • MSBR-1000, проект гомогенного реактора на расплавах солей

[править] Литература

• Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
• Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.