Реактор на нейтронах
Перейти к навигацииПерейти к поиску
Реакторы на нейтронах — виды нескольких ядерных реакторов:
Примечания
Реакторы на нейтронах — виды нескольких ядерных реакторов:
Я́дерный (а́томный) реа́ктор — устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, сопровождающейся выделением энергии.
Акти́вная зо́на ядерного реактора — пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления.
Я́дерное то́пливо — материалы, которые используются в ядерных реакторах для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно энергоёмко, но и весьма опасно для человека, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию персонала, имеющего с ним дело.
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. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа 235U всего 0,7 %, невозможна на быстрых нейтронах и возможна на медленных (тепловых).
Кипящий водо-водяной реактор — тип корпусного водо-водяного ядерного реактора, в котором пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину.
Легководный реактор — ядерный реактор, в котором для замедления нейтронов и/или в качестве теплоносителя используется обычная вода H2O. Термин используется для отличия от тяжеловодного реактора, в котором в качестве замедлителя нейтронов используется тяжёлая вода D2O. В тяжёлой воде оба атома водорода заменены на атомы тяжёлого водорода — дейтерия.
Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.
Теплоноси́тель в ядерном реакторе — жидкое или газообразное вещество, пропускаемое через активную зону реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате реакции деления ядер.
Замедле́ние нейтро́нов — процесс уменьшения кинетической энергии свободных нейтронов в результате их многократных столкновений с атомными ядрами вещества. Вещество, в котором происходит процесс замедления нейтронов, называется замедли́телем. Замедление нейтронов применяется, например, в ядерных реакторах на тепловых нейтронах.
Белоя́рская а́томная электроста́нция им. И. В. Курчатова (БАЭС) — российская атомная электростанция. Расположена в Свердловской области в 3,5 км от города Заречный и 45 км от Екатеринбурга. Для охлаждения конденсаторов турбин БАЭС было создано Белоярское водохранилище.
Тяжелово́дный я́дерный реа́ктор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor, PHWR) — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов.
Тепловые нейтроны или медленные нейтроны — свободные нейтроны, кинетическая энергия которых близка к наиболее вероятной энергии теплового движения молекул газа при комнатной температуре.
Нейтрон-захватная терапия, или нейтронозахватная терапия — метод радиотерапии. Метод лечения рака с использованием реакций, возникающих между радиочувствительными медикаментами и нейтронами. При этом в опухоли предварительно накапливают бор, гадолиний, что повышает её чувствительность к нейтронному излучению. Затем опухоль облучают потоком тепловых нейтронов. В онкологических клиниках уже применяется терапия на основе бора. Остальные варианты находятся в фазе экспериментов.
Деле́ние ядра́ — процесс расщепления атомного ядра на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра, нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным. Деление тяжёлых ядер — экзотермический процесс, в результате которого высвобождается большое количество энергии в виде кинетической энергии продуктов реакции, а также излучения. Деление ядер служит источником энергии в ядерных реакторах и ядерном оружии.
Обогащение урана — технологический процесс увеличения доли изотопа 235U в уране. В результате природный уран разделяют на обогащённый уран и обеднённый уран.
БН, Б/н, бн, б-н — аббревиатура или сокращение обозначающая:
БРЕСТ — российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и использованием перегретого пара. Проект реализуется в виде строительства демонстрационного комплекса, состоящего из заводов переработки ОЯТ и фабрикации топлива в замкнутом топливном цикле, и экспериментального реактора БРЕСТ-ОД-300.
Реактор ПИК — проект исследовательского ядерного нейтронного реактора на территории ФГБУ «Петербургский институт ядерной физики им. Б. П. Константинова», г. Гатчина.
«Чикагская поленница-1» — первый в мире успешно работавший искусственный ядерный реактор. Был построен в 1942 году в Чикагском университете под руководством Энрико Ферми в рамках работ, позднее ставших основой Манхэттенского проекта, по экспериментальной проверке возможности осуществления управляемой самоподдерживающейся цепной ядерной реакции и подготовки к созданию промышленных реакторов для наработки оружейного плутония.
ИРТ-Т — исследовательский реактор Томского политехнического университета (ТПУ). Реактор бассейнового типа мощностью 6 МВт. Запущен в 1967 году, неоднократно модернизировался.