Быстрый Реактор

Быстрый Реактор в Энциклопедическом словаре:
Быстрый Реактор - ядерный реактор, в котором для цепной реакции деленияядерного топлива используются быстрые нейтроны. В быстром реакторе можетосуществляться расширенное воспроизводство ядерного топлива. На базебыстрого реактора построена АЭС в г. Актау в Казахстане (1973).

Определение «Быстрый Реактор» по БСЭ:
Быстрый реактор - ядерный реактор, в котором цепная реакция деления ядерного горючего осуществляется на быстрых нейтронах. Нейтроны высоких энергий обусловливают относительно высокий выход нейтронов деления. Поглощение части быстрых нейтронов неделящимися изотопами с последующим превращением их в делящиеся (например, ²³⁸U в ²³⁹Pu) приводит к воспроизводству (образованию вторичного) ядерного горючего (коэффициент воспроизводства может достигать 1,6).
«Зона воспроизводства» окружает активную зону в корпусе реактора (рис.). В энергетическом Б. р. теплоноситель (главным образом жидкий натрий), нагреваясь в этих зонах, отдаёт тепло в теплообменниках рабочей пароводяной среде. В случае натриевого теплоносителя реакторный и парогенерирующий контуры разделяются промежуточным, также натриевым, контуром в целях предотвращения попадания радиоактивного натрия в контур турбины. Применяются и другие варианты отвода тепла. Расширенное воспроизводство ядерного горючего в Б. р. принципиально позволяет использовать все имеющиеся урановые ресурсы, в том числе ²³⁸U, остающийся в значительных количествах неиспользованным в реакторах, работающих на тепловых нейтронах. В СССР построена серия экспериментальных Б. р. и строится электростанция на базе Б. р. в г. Шевченко (Казахская ССР).
Ю. И. Корякин.
Разрез корпуса быстрого реактора ядерной электростанции в г. Шевченко: 1 - активная зона; 2 - зона воспроизводства; 3 - корпус; 4 - центральная колонна; 5 - разгрузочный элеватор; 6 - разгрузочный бокс.

Быстрый Коэффициент    Быстрый Реактор    Быстряк