Cтраница 3
С ростом объема активной зоны утечки нейтронов уменьшаются и при достижении определенного объема будет обеспечен требуемый баланс нейтронов, сопровождаемый самоподдерживающейся цепной реакцией деления ядер 92 U. Этот объем называют критическим, а соответствующую ему массу - критической массой. Поэтому загрузка реактора должна в несколько раз превышать критическую. Для обеспечения требуемых потоков нейтронов и, следовательно, поддержания тепловыделения ( мощности) реактора на заданном уровне в его активной зоне предусмотрены специальные устройства, которые также осуществляют пуск, останов и защиту реактора при различных аварийных ситуациях. Рабочими органами СУЗ являются подвижные управляющие стержни /, проходящие через активную зону и приводимые в движение специальными приводами. По мере выгорания ядерного топлива управляющие стержни постепенно выводятся из активной зоны. В аварийных ситуациях они быстро опускаются ( падают) в активную зону, прекращая цепную реакцию деления за счет поглощения нейтронов. [31]
Захват нейтронов ядрами U-238 сопровождается созданием ядерного горючего, которое может быть химическим путем отделено от U-238. Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. При делении одного ядра U-235 образуется в среднем 2 5 нейтрона, из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. В специальных бридерных ( воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. Действительно, в таком реакторе деление происходит в 84 5 случая из 100 поглощений тепловых нейтронов ядрами U-235. В результате поглощения нейтронов замедлителем и их вылета за пределы реактора он еще уменьшится. Бридерные реакторы работают на б ы с т р ы х нейтронах. Активной зоной является сплав урана, обогащенного изотопом U-235, с тяжелым металлом ( висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. Управление таким реактором производится перемещением отражателя или дополнительной массы делящегося вещества. Управляющие стержни, поглощающие нейтроны, здесь бесполезны ввиду малости сечения поглощения быстрых нейтронов по сравнению с медленными. [32]
Захват еитренвв ядрами U-238 сопровождается созданием ядерного горючего, которое может быть химическим путем отделено от U-238. Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. При делении одного ядра U-235 образуется в среднем 2 5 нейтрона, из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. Остальные 1 5 нейтрона могут быть захвачены ядрами U-238 и из них могут быть образованы 1 5 ядра Ри-239. В специальных бридерных ( воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. Действительно, в таком реакторе деление происходит в 84 5 случая из 100 поглощений тепловых нейтронов ядрами U-235. В результате поглощения нейтронов замедлителем и их вылета за пределы реактора он еще уменьшится. Бридерные реакторы работают на б ы с т р ы х нейтронах. Активной зоной является сплав урана, обогащенного изотопом U-235, с тяжелым металлом ( висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. Управление таким реактором производится перемещением отражателя или дополнительной массы делящегося вещества. Управляющие стержни, поглощающие нейтроны, здесь бесполезны ввиду малости сечения поглощения быстрых нейтронов по сравнению с медленными. [33]