Реактор тепловых нейтронов является ядерным реактором , который использует медленные или тепловые нейтроны . («Тепловой» не означает «горячий» в абсолютном смысле, но означает, что он находится в тепловом равновесии со средой, с которой он взаимодействует, топливом реактора, замедлителем и конструкцией, которая имеет гораздо более низкую энергию, чем быстрые нейтроны, первоначально произведенные при делении.)
Большинство реакторов атомных электростанций являются тепловыми реакторами и используют замедлитель нейтронов для замедления нейтронов до тех пор, пока они не приблизятся к средней кинетической энергии окружающих частиц, то есть для уменьшения скорости нейтронов до низкоскоростных тепловых нейтронов. Нейтроны не заряжены, это позволяет им проникать глубоко в цель и близко к ядрам [1], таким образом, рассеивая нейтроны ядерными силами, некоторые нуклиды рассеиваются в больших размерах. [1]
Ядерное сечение из урана-235 для медленных тепловых нейтронов составляет около 1000 сараев , в то время как для быстрых нейтронов это в порядке 1 амбар. [2] Следовательно, тепловые нейтроны с большей вероятностью вызовут ядерное деление урана-235, чем уран-238 . Если хотя бы один нейтрон от деления U-235 ударяется о другое ядро и вызывает его деление, то цепная реакция продолжится. Если реакция будет продолжаться, она считается критической , а масса U-235, необходимая для создания критического состояния, называется критической массой .
Тепловые реакторы состоят из :
- Замедлитель нейтронов для замедления нейтронов . В легководных и тяжеловодных реакторах он используется в качестве теплоносителя ядерных реакторов .
- Ядерное топливо , представляющее собой делящийся материал , обычно уран .
- Корпус реактора, который представляет собой корпус высокого давления, содержащий теплоноситель и активную зону реактора .
- Радиационная защита для защиты людей и окружающей среды от вредного воздействия ионизирующего излучения .
- Изолирующие здания , предназначенные для предотвращения утечки радиации в аварийной ситуации.
- Приборы для контроля и управления системами реактора.
См. Также [ править ]
- Тепловой реактор-размножитель
- Обогащенный уран
- Реактор на быстрых нейтронах
- Реактор с жидким фторидом тория
- Трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии
Ссылки [ править ]
- ^ a b Сквайрс, GL (2012, 29 марта). Введение в теорию теплового рассеяния нейтронов. https://books.google.com/books?hl=en&lr=&id=KUVD8KJt7_0C&oi=fnd&pg=PR9&dq=thermal-neutron+reactor&ots=1tn_4dppSF&sig=QDWkMU5-iW8_4GCXCXJItyp=&hl=ru&html
- ^ "Немного физики урана" . Архивировано из оригинала 3 марта 2008 года . Проверено 18 января 2009 . CS1 maint: обескураженный параметр ( ссылка )
