РЕА́КТОР НА ТЕПЛОВЫ́Х НЕЙТРО́НАХ
-
Рубрика: Технологии и техника
-
-
Скопировать библиографическую ссылку:
РЕА́КТОР НА ТЕПЛОВЫ́Х НЕЙТРО́НАХ, ядерный реактор, использующий тепловые нейтроны для поддержания цепной реакции деления ядер топлива. В таких реакторах в качестве ядерного топлива применяют природный или слабообогащённый уран либо 232Th.
Р. на т. н. различаются по веществам, используемым в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя, с помощью которого выполняется отвод теплоты от активной зоны реактора. Наиболее часто на АЭС применяют водо-водяные реакторы, графито-водные реакторы, графито-газовые реакторы и тяжеловодные – как правило, с водяным (иногда тяжеловодным) теплоносителем и тяжеловодным замедлителем.
Графито-водные и водо-водяные Р. на т. н. эксплуатируются на АЭС России, водо-водяные – США, графито-газовые – Великобритании, тяжеловодные – Канады. В США работает уран-ториевый реактор, в котором в качестве теплоносителя используются расплавы солей; в Индии работает реактор с ториевым топливом. Проведены эксперименты по применению легководных реакторов с торий-плутониевым топливом в Германии и Норвегии, а также с торий-плутониевым оксидным топливом в России.