Определение слова «РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ»

Большой энциклопедический словарь:

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).

Большая советская энциклопедия:

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.

Орфографический словарь Лопатина:

орф.
реактор-размножитель, реактора-размножителя

Физический энциклопедический словарь:

(бридер), ядерный реактор, в к-ром число образовавшихся делящихся ядер больше числа уничтоженных, т. е. осуществляется расширенное воспроизводство делящихся ядер. Циклы воспроизводства осн. на двух группах ядерных реакций. В ураново-плутониевом цикле неделящееся медленными нейтронами ядро 238U превращается в делящееся ядро 239Pu:
Р.-р. характеризуется коэфф. воспроизводства Кв — отношением скорости образования делящихся ядер к скорости уничтожения. Для получения Kв>1 необходимо, чтобы на одно поглощение нейтрона ядром 239Pu приходилось больше двух рождающихся нейтронов (n>2). Из-за поглощения нейтронов в конструкц. материалах и продуктах деления необходимо n>2,2—2,3 (см. ЯДЕРНЫЕ ЦЕПНЫЕ РЕАКЦИИ). Когда ядро 239Pu поглощает медленный нейтрон, возникает n=2,0 нейтрона; если оно поглощает быстрый нейтрон (500 кэВ), n=2,7 нейтрона. Ядра 238U делятся нейтронами с энергией ?>1,5 МэВ; возникшие при этом нейтроны (n=2,5) вносят дополнит. вклад в Кв. Наиболее перспективными оказались Р.-р. на быстрых нейтронах с уран-плутониевым циклом: Кв=1,2—1,6. Пока в реакторах на быстрых нейтронах используют в качестве горючего 239U, но в будущем в них будет сжигаться смесь 238U и 239Pu.
В ториевом цикле ядро неделящегося 232Th, захватывая нейтрон, превращается в итоге в делящееся ядро 233U:
Для Р.-р. на тепловых нейтронах и ториево-урановом цикле Kв=1,0 —1,1. Для получения необходимого кол-ва 233U реактор должен начать работу на 235U или 239Pu.
В Р.-р. активная зона окружена слоем из воспроизводящего вещества, наз. зоной воспроизводства. Через реактор прокачивается жидкий Na, к-рый практически не замедляет быстрых нейтронов, но хорошо отводит тепло. Проектируемые Р.-р. с гелиевым теплоносителем будут обладать наивысшими Кв. Мощность Р.-р. может регулироваться перемещением стержней с 238U.
Если ядерные реакторы на тепловых нейтронах могут «сжечь» 0,5—1% урана, то использование Р.-р. увеличивает это число в десятки раз. Тем самым создаётся более надёжная сырьевая база для развития ядерной энергетики.

Смотреть другие определения →