Физическая энциклопедия

РЕАКТОРРАЗМНОЖИТЕЛЬ

Физический энциклопедический словарь. — М.: Советская энциклопедия.Главный редактор А. М. Прохоров.1983.

РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ

(бридер) -ядерный реактор,особенностью к-рого является способность к расширенному воспроизводству (размножению) делящихся ядер (ядерного горючего).Воспроизводство ядерного горючего в реакторах осуществляется за счёт поглощения части нейтронов в реакторе т. н. ядерным сырьём²³⁸U,²³²Th (радиационный захватнейтронов) и образования при этом искусств. ядерного горючего - ядер²³⁹Pu,²³³U:

Проблема воспроизводства важна, для энергетич. реакторов, в первую очередь для атомных электростанций (АЭС). Наиб. важен уран-плутониевый цикл, в к-ром сырьём служит²³⁸U, а выгорает и вновь образуется²³⁹Рu. Если в реакторе используется уран, обогащённый изотопом²³³U, то вместо выгорающего²³⁵U образуется²³⁹Рu. Такой т. н. конверсионный цикл может служить лишь нач. стадией перехода к основному уран-плутониевому циклу в Р.-р.

Коэф. воспроизводстваКназ. отношение кол-ва вновь образовавшегося горючего к кол-ву выгоревшего за то же время. Расширенное воспроизводство имеет место, когдаК> 1. В уран-плутониевом цикле кроме²³⁹Рu образуются (за счёт последоват. поглощения нейтронов) ядра²⁴⁰Рu,²⁴¹Pu,²⁴²Pu. Эти ядра также претерпевают деление, размножают нейтроны и могут вносить вклад в мощность Р.-р. После неск. лет работы в Р.-р. устанавливается постоянный (асимптотич.) состав основных делящихся ядер (не зависящий от исходного), в к-ром содержится 65-75%²³⁹Рu, остальное приходится на высшие изотопы Рu. Постоянство состава делает возможным и целесообразным определение коэф. воспроизводстваКдля такого ядерного горючего.

ВеличинаКопределяется относит. кол-вом нейтронов, поглощающихся в ядерном сырье. Это кол-во зависит от ядерных свойств всех материалов, находящихся в реакторе. Оно обусловлено необходимостью обеспечить протеканиеядерной цепной реакцииделения.

Формула баланса имеет вид

Здесь - ср. кол-во вторичных нейтронов, приходящихся на один акт деления ядра Ри (усреднённое по всем 4 его изотопам со статистич. весом, пропорциональным вероятности их деления); a - отношение сечения радиац. захвата нейтрона к сечению деления Рu (с тем же усреднением);v₈- ср. кол-во вторичных нейтронов на 1 акт деления ядра²³⁸U; e - доля актов деления ядер²³⁸U на один акт деления Рu; d - потери нейтронов в результате захвата в неделящихся материалах и утечки наружу на один акт деления Рu. Существуют и др. способы определенияК,относящиеся только к²³⁹Pu и по-разному учитывающие взаимодействие нейтронов с материалами.

ВеличинаКзависит от энергии нейтронов. С увеличением энергии от тепловой области к быстрой уменьшаются a и d и растёт e. В результате, если для реакторов на тепловых нейтронах для²³⁹РuК< 1, то для реакторов на быстрых нейтронахК >1 (К =1, 2 - 1,6). Т. о., в быстрых реакторах имеет место расширенное воспроизводство²³⁹Рu. Термин "быстрый реактор" по существу - синоним Р.-р.

Расширенное воспроизводство²³³U сК,немного превышающим 1, возможно и в тепловых реакторах. Для получения необходимого кол-ва²³³U реактор должен начать работу на²³⁵U или²³⁹Рu.

Устройство и особенности. В тепловыделяю-щих элементах (ТВЭЛах) Р.-р. в качестве топлива обычно используется керамич. смесь РuO₂- UO₂. иногда др. прочные хим. соединения пли смесь Рu и U в виде металлов. Оболочкой ТВЭЛа служит тонкостенная трубка диам. 6-8 мм. В цилиндрич. активной зоне (объём неск. м³) размещаются (2-5)·10⁴ТВЭЛов. Группы ТВЭЛов (100-200) собираются в т. н. тепловыделяющие сборки (ТВС). Быстрые нейтроны обладают большой проникающей способностью, и поэтому заметное их кол-во покидает активную зону. Для утилизации этих нейтронов в отражателе реактора помещается²³⁸U (UO₂), в к-ром, как и в активной зоне, происходит накопление Ри. Такой отражатель наз. экраном или бланкетом.

В Р.-р. отсутствуют вещества-замедлители нейтронов (упругое рассеяние). Однако нек-роезамедление нейтроноввсё же происходит за счёт гл. обр. неупругого рассеяния. Поэтому энергетич. спектр нейтронов несколько мягче спектра нейтронного деления (неск. сотен кэВ вместо 2 МэВ).

Особенности Р.-р. определяются взаимодействием быстрых нейтронов с материалами активной зоны. Сечения деления для быстрых нейтронов существенно ниже (на 2 порядка), чем для тепловых. В результате критическая масса значительно больше, чем для тепловых реакторов (в тех же размерах). Чтобы снизить уд. затраты на ядерное горючее, "замороженное" в критич. массе, необходимы высокие плотности тепловыделения (~1000 кВт/л). Для столь интенсивного отвода тепла из реактора в качестве теплоносителя применяется жидкий Na (вода исключается, т. к. является замедлителем нейтронов). Недостаток Na - высокая хим. активность при взаимодействии с водой или кислородом воздуха, что может негативно проявляться при аварийных ситуациях.

Отношение сечения деления Ри к сечению радиац. захвата²³⁸U для быстрых нейтронов намного меньше, чем для тепловых. Поэтому для обеспечения критич. режима необходимо увеличивать концентрацию Ри в смеси Рu - U до 16-30% (в тепловых ~ 2-3%). Время жизни нейтронов в Р.-р. (время между двумя последоват. циклами деления) порядка 10^-7-10^-8с (в тепловых реакторах на неск. порядков больше).

Рис. 1. Петлевая (а) и интегральная (б) схемы размещения оборудования.

Особенностью Р.-р. является трёхконтурная схема: Na первичного контура передаёт тепло из реактора в теплообменнике натрию второго контура. Последний же в парогенераторе нагревает воду третьего контура, к-рая превращается в пар и поступает на турбину. При этом исключается опасность попадания воды в активную зону, что может вызвать нежелат. изменение реактивности. Исключается также возможность взаимодействия воды с радиоактивным Na (первичного контура) с последующим выходом радиоактивности наружу.

Существуют 2 варианта компоновки АЭС: петлевой и интегральный (рис. 1). В петлевом варианте все натриевые контуры размещаются в изолир. боксах, заполненных воздухом или инертным газом. В интегральном варианте все элементы первичного контура (насосы, теплообменники, трубопроводы и сам реактор) помещаются в бак, заполненный Na, к-рый также участвует в циркуляции по первичному контуру.

Первый отечеств. пром. Р.-р. БН-350 (АЭС в г. Шевченко) двухцелевого назначения (энергетика и опреснение морской воды) тепловой мощностью 750 МВт выполнен в петлевом варианте; реактор БН-600 (Свердловская обл.) электрич. мощностью 600 МВт имеет интегральную компоновку. Пром. Р.-р. работают также во Франции и Великобритании. Сооружается отечественный Р.-р. мощностью 800 МВт (БН-800); его характеристики см. в табл.

Характеристики БН-800
Мощность электрическая, МВт	800
Кпд цикла, %	40
Температура Na на выходе из реактора, °C	550
Температура пара, °С	490
Давление пара, МПа	14
Размер бака первичного контура (диаметр/высота), м	13/13
Размер активной зоны (диаметр/высота), м	2,5/1
Топливо	РuO2-UО2
Критическая масса Рu, т	2,5
К	1,3

Топливный цикл.Глубина выгорания топлива (отношение кол-ва выгоревшего топлива к нач. кол-ву Рu и U в ТВЭЛах) и соответственно длительность работы ТВС (тепловыделяющей системы) на номинальной мощности ограничены неск. факторами: опасностью выхода из строя ТВЭЛов в результате корроз. воздействия на оболочку накапливающихся продуктов деления; угрозой недопустимой деформации ТВС при длит. воздействии интенсивных потоков быстрых нейтронов (т. н. ва-кансионное распухание стали); повышением давления внутри ТВЭЛа из-за накопления газообразных осколков.

Достигнутая ср. глубина выгорания в БН-600 порядка 4%. Это соответствует длительности (кампании) ~ 1,5 лет. Отработавшие ТВС извлекаются для регенерации и последующего возвращения топлива в реактор. Схема круговорота топлива (топливного цик-ла) представлена на рис. 2. Выдержка отработавшего топлива (в спец. хранилищах) требуется для спада радиоактивности (и соответственно тепловыделения) до уровня, при к-ром не возникает особых затруднений при регенерации. Время выдержки 3 лет.

Регенерация состоит из хим. переработки, при к-рой происходит очистка от осколков, и изготовления ТВС. Несмотря на предварит. выдержку, радиоактивность топлива остаётся высокой, что требует дистанц. производства в хорошо защищённых (тяжёлых) боксах или каньонах. Изготовление ТВС также дистанционно из-за токсичности Рu, заметной g-активности²⁴¹Рu и др. высших изотопов и частично из-за нейтронной активности. Образующийся излишек горючего направляется в новые Р. -р.

Рис. 2. Топливный цикл.

Темп воспроизводства ядерного горючего l приближённо равен отношению кол-ва наработанного за 1 год в реакторе излишка горючего к его общему кол-ву, занятому во всём топливном цикле. Он определяется ф-лой

ЗдесьK* - техн. коэф. воспроизводства, учитывающий технол. потери горючего, а также потери нейтронов, связанные с захватом осколками;М_а- уд. критич. загрузка горючего (кг), отнесённая к тепловой мощности реактора 1000 МВт; f - коэф. нагрузки реактора; t_aи t_b-длительности работы ТВС и внешнего цикла. Иногда вместо l для характеристики роста мощности употребляется т. н. время удвоения, равное 0,7/l; для оксидов l2,5%, для металлов l5,0%.Значение и перспективы.Р.-р. позволяют использовать в качестве ядерного горючего (путём превращения U в Рu) практически весь добываемый уран. Тем самым сырьевая база ядерной энергетики увеличивается, по крайней мере, в неск. десятков раз. В Р.-р. может быть полностью использован и Th, превращенный в²³³U. В техн. и технол. плане Р.-р. разработаны достаточно хорошо. В экономич. отношении они пока уступают тепловым реакторам. Топливная составляющая стоимости электроэнергии для Р.-р. зависит от затрат на регенерацию топлива. Для тепловых реакторов эта стоимость определяется затратами на добычу природного урана. Однако в дальнейшем, в связи с увеличением затрат на добычу урана (по мере истощения осн. месторождений), совершенствованием и упрощением конструкции Р.-р. станут более предпочтительными.

Лит.:Лейпунский А. И., Состояние и перспективы развития быстрых реакторов, "Атом, энергия", 19/0, т. 28, в. 4. с 297; Усынин Г. Б., Кусмарцев Е. В., Реакторы на. быстрых нейтронах, М., 1985; Казачковский О. Д., Реакторы на быстрых нейтронах - взгляд в будущее, "Атом, энергия", 1987, т. 63, в. 5, с. 299.О. Д. Казачковспии.

Физическая энциклопедия. В 5-ти томах. — М.: Советская энциклопедия.Главный редактор А. М. Прохоров.1988.

1. реакторразмножитель—РЕАКТОРРАЗМНОЖИТЕЛЬ бридер ядерный реактор iв кром расход ядерного топлива ядерного горючего сопровождается его расширенным воспроизводством в виде вторичного ядерного то...Большая советская энциклопедия
2. реакторразмножитель—бридер Ядерный реактор в котором расход ядерного топлива ядерного горючего сопровождается его расширенным воспроизводством в виде вторичного ядерного топлива. Как правило...Большая Советская энциклопедия II
3. реакторразмножитель—ядерный реактор.i в кром сжигание ядерного топливаi сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В Р.р. нейтроны высвобождающиеся в процессе деления яд...Большой энциклопедический политехнический словарь
4. реакторразмножитель—ядерный реактор в котором сжигание ядерноготоплива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. Вреактореразмножителе нейтроны освобождающиеся в процес...Большой энциклопедический словарь II
5. реакторразмножитель—РЕАКТОРРАЗМНОЖИТЕЛЬ ядерный реактор в котором сжигание ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реактореразмножителе нейтроны ос...Большой энциклопедический словарь III
6. реакторразмножитель—РЕАКТОРРАЗМНОЖИТЕЛЬ ядерный реактор в котором сжигание ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реактореразмножителе нейтроны о...Большой Энциклопедический словарь V
7. реакторразмножитель—ядерный реактор в кром сжигание ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В Р.р. нейтроны освобождающиеся в процессе деления ядерно...Естествознание. Энциклопедический словарь
8. реакторразмножитель—Начальная форма Реакторразмножитель винительный падеж единственное число мужской род неодушевленное...Морфологический разбор существительных
9. реакторразмножитель—реакторразмножитель реакторразмножитель реактораразмножителя...Орфографический словарь
10. реакторразмножитель—кбейткшреактор...Орысша-қазақша «Энергетика» терминологиялық сөздік
11. реакторразмножитель—breeder surrgnrateur...Политехнический русско-французский словарь
12. реакторразмножитель—Орфографическая запись слова реакторразмножитель Ударение в слове реакторразмножитель Деление слова на слоги перенос слова реакторразмножител Фонетическая транскрипция сл...Полный фонетический разбор слов
13. реакторразмножитель—реакторразмножитель реактораразмножителяСинонимы бридер...Русский орфографический словарь
14. реакторразмножитель—breeder reactor...Русско-английский морской словарь
15. реакторразмножитель—breeder реакторразмножитель м.ubreeder reactor бридер...Русско-английский политехнический словарь
16. реакторразмножитель—м.breeder breedertype reactor реакторразмножитель для производства плутония реакторразмножитель для производства урана реакторразмножитель на быстрых нейтронах реакторраз...Русско-английский словарь по физике
17. реакторразмножитель—reactormultiplier бридер...Русско-английский технический словарь
18. реакторразмножитель—м. reattore m autofertilizzante autorigeneratore breeder m...Русско-итальянский политехнический словарь
19. реакторразмножитель—Синонимы бридер...Русско-китайский словарь
20. реакторразмножитель—Brutreaktor физ.u Breeder...Русско-немецкий политехнический словарь
21. реакторразмножитель—реакторрозмножувач Синонимы бридер...Русско-украинский политехнический словарь
22. реакторразмножитель—autorgnratrice...Русско-французский словарь по химии
23. реакторразмножитель—mnoiv reaktor...Русско-чешский словарь
24. реакторразмножитель—реакторразмножитель реактораразмножителя бридер...Слитно или раздельно? Орфографический словарь-справочник
25. реакторразмножитель—реакторразмножитель ре Синонимы бридер...Слитно. Раздельно. Через дефис. Словарь-справочник
26. реакторразмножитель—реакторразмножитель сущ. колво синонимов бридер Словарь синонимов ASIS.В.Н. Тришин. . Синонимы бридер...Словарь синонимов II
27. реакторразмножитель—РЕАКТОРРАЗМНОЖИТЕЛЬ ядерный реактор в котором сжигание ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реактореразмножителе нейтроны ос...Современный энциклопедический словарь
28. реакторразмножитель—Breeder reactor быстрый реактор в котором коэффициент конверсии превышает и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива. Термины атомной энергетики. Кон...Термины атомной энергетики
29. реакторразмножитель—Ударение в слове реакторразмножительУдарение падает на буквы аиБезударные гласные в слове реакторразмножитель...Ударение и правописание
30. реакторразмножитель—Rzeczownik реакторразмножитель m hodowca m...Универсальный русско-польский словарь
31. реакторразмножитель—РЕАКТОРРАЗМНОЖИТЕЛЬ ядерный реактор в котором сжигание ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реактореразмножителе нейтроны о...Энциклопедический словарь естествознания

• РЕАКЦИИ СВЯЗЕЙ
• РАСХОДИМОСТИ