|
|
|
|
В категории материалов: 6
Показано материалов: 1-6 Сортировать по:
Дате ·
Названию ·
Рейтингу ·
Комментариям ·
Просмотрам
Реактор со смешанным спектром — реактор, в котором спектр нейтронов
сильно различается в разных частях реактора. В этом случае однозначная
классификация реактора затруднительна. Наиболее перспективный вариант
реактора со смешанным спектром — это реактор на тепловых нейтронах с ТВЭЛами достаточно большого диаметра. В реакторе с такой геометрией внутри ТВЭЛов спектр нейтронов соответствует реактору на быстрых нейтронах,
а нейтронное поле в целом — реактору на тепловых нейтронах. В реакторе с
такой геометрией регенерация топлива происходит на быстрых нейтронах,
что позволяет увеличить коэффициент регенерации ядерного топлива. Вместе
с тем система управления у такого реактора не отличается от системы
управления обычного реактора на тепловых нейтронах.
Реактор на промежуточных нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией 0,025 – 1000 эВ. Концентрация делящихся веществ в активной зоне реактора на промежуточных нейтронах такова, что быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1—1000 эВ. Например, отношение ядер бериллия и 235U в таких реакторах лежит в пределах от 150 до 250. В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным. Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960—80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат. Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра»
. Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение
взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной
реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238
остаётся при низких энергиях постоянным. В результате,
самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в
котором делящегося изотопа 235U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).
|
|
Обратная связь
Напишите администрации сайта  |
Инструменты Полезные ссылки сайта
На всякий случай :) |
Статистика Для рекламщиков и просто людей Для легкости Такие приятные ссылки :) Для ленивых |
| Дизайн и создание сайта | © Copyright HWKA.ru 2009-2012. Все данные взяты из открытых источников и распространяются свободно, но при копировании ссылка обязательна. | |
