Большая советская энциклопедия - быстрый реактор

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, отдает 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.