Физический энциклопедический словарь - реактор-размножитель (бридер)

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 (>2). Из-за поглощения нейтронов в конструкц. материалах и продуктах деления необходимо >2,2—2,3 (см. Ядерные цепные реакции). Когда ядро ²³⁹Pu поглощает медленный нейтрон, возникает =2,0 нейтрона; если оно поглощает быстрый нейтрон (500 кэВ), =2,7 нейтрона. Ядра ²³⁸U делятся нейтронами с энергией ξ>1,5 МэВ; возникшие при этом нейтроны (~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.

А. Д. Галанин.