Ядерный реактор

реакция деления ядер.
Ядра урана (особенно изотопа

) наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны.

Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых.

В ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициенты размножения нейтронов.

быстрых нейтронах).
Исследовательские.
Транспортные.
Реакторы для

промышленного
получения изотопов различных
химических элементов.

,
, и др.);
2)

замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.);
3) теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.);
4) Устройство для регулиро-
вания скорости реакции (вводимые в рабочее

пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор – вещества, которые хорошо поглощают нейтроны).
Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей γ-излучение и нейтроны. Оболочку выполняют из бетона с железным наполнителем.

наименьшая масса делящегося вещества, при которой может протекать цепная ядерная

реакция.
При малых размерах велика утечка нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в которой располагаются стержни с ураном).
С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально площади поверхности.

Увеличивая систему, можно достичь значений коэффициента размножения k=1. Система будет иметь критические размеры , если число нейтронов , потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов , полученных в процессе деления.
Критические размеры (критическая масса) определяются:
типом ядерного горючего;
замедлителем;
конструктивными особенностями реактора.

бор.
При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k>1.
При полностью

вдвинутых стержнях k<1.

Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции.

на быстрых нейтронах.
Вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами мала

такие реакторы не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа .

Преимущество: при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива.
Эти реакторы называют реакторами - размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал.

США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942г.
В

нашей стране первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял ученый Игорь Васильевич Курчатов (1903-1960).

Энрико Ферми (1901-1954)

Игорь Васильевич Курчатов
(1903-1960)