Реактор на тепловых нейтронах
Реактор на тепловых нейтронах — это ядерный реактор , в котором используются медленные или тепловые нейтроны . («Термальный» не означает «горячий» в абсолютном смысле, а означает, что он находится в тепловом равновесии со средой, с которой он взаимодействует, топливом, замедлителем и конструкцией реактора, энергия которого намного ниже, чем у быстрых нейтронов, первоначально образующихся в результате деления.)
Большинство реакторов атомных электростанций являются тепловыми реакторами и используют замедлитель нейтронов для замедления нейтронов до тех пор, пока они не достигнут средней кинетической энергии окружающих частиц, то есть для уменьшения скорости нейтронов до низкоскоростных тепловых нейтронов. Нейтроны не заряжены, это позволяет им проникать глубоко в мишень и близко к ядрам, таким образом, рассеивая нейтроны ядерными силами, некоторые нуклиды разлетаются на большие расстояния. [1]
Ядерное сечение урана -235 для медленных тепловых нейтронов составляет около 1000 барн , а для быстрых нейтронов — порядка 1 барна. [2] Следовательно, тепловые нейтроны с большей вероятностью вызовут ядерное деление урана-235 , чем будут захвачены ураном-238 . Если хотя бы один нейтрон от деления U-235 ударит другое ядро и заставит его делиться, то цепная реакция продолжится. Если реакция будет поддерживаться, ее называют критической , а масса U-235, необходимая для создания критического состояния, называется критической массой .
Тепловые реакторы состоят из :
- Нейтронный замедлитель для замедления нейтронов . В легководных и тяжеловодных реакторах он используется в качестве теплоносителя ядерного реактора .
- Ядерное топливо , которое представляет собой делящийся материал , обычно уран .
- Корпус реактора , представляющий собой корпус под давлением, содержащий теплоноситель и активную зону реактора .
- Радиационная защита для защиты людей и окружающей среды от вредного воздействия ионизирующего излучения .
- Здания защитной оболочки , предназначенные для сдерживания выхода радиации в случае чрезвычайной ситуации.
- Приборы для контроля и управления системами реактора.
См. также
[ редактировать ]- Термический реактор-размножитель
- Обогащенный уран
- Реактор на быстрых нейтронах
- Реактор жидкого фторида тория
- Трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии
Ссылки
[ редактировать ]- ^ Сквайрс, GL (29 марта 2012 г.). Введение в теорию теплового рассеяния нейтронов . Издательство Кембриджского университета. ISBN 978-1-107-64406-9 .
- ^ «Немного физики урана» . Архивировано из оригинала 3 марта 2008 года . Проверено 18 января 2009 г.