РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ

(бридер), ядерный реактор, в к-ром число образовавшихся делящихся ядер больше числа уничтоженных, т. е. осуществляется расширенное воспроизводство делящихся ядер. Циклы воспроизводства осн. на двух группах ядерных реакций. В ураново-плутониевом цикле неделящееся медленными нейтронами ядро 238U превращается в делящееся ядро 239Pu:

Р.-р. характеризуется коэфф. воспроизводства Кв — отношением скорости образования делящихся ядер к скорости уничтожения. Для получения Kв>1 необходимо, чтобы на одно поглощение нейтрона ядром 239Pu приходилось больше двух рождающихся нейтронов (n>2). Из-за поглощения нейтронов в конструкц. материалах и продуктах деления необходимо n>2,2—2,3 (см. ЯДЕРНЫЕ ЦЕПНЫЕ РЕАКЦИИ). Когда ядро 239Pu поглощает медленный нейтрон, возникает n=2,0 нейтрона; если оно поглощает быстрый нейтрон (500 кэВ), n=2,7 нейтрона. Ядра 238U делятся нейтронами с энергией ?>1,5 МэВ; возникшие при этом нейтроны (n=2,5) вносят дополнит. вклад в Кв. Наиболее перспективными оказались Р.-р. на быстрых нейтронах с уран-плутониевым циклом: Кв=1,2—1,6. Пока в реакторах на быстрых нейтронах используют в качестве горючего 239U, но в будущем в них будет сжигаться смесь 238U и 239Pu.

В ториевом цикле ядро неделящегося 232Th, захватывая нейтрон, превращается в итоге в делящееся ядро 233U:

Для Р.-р. на тепловых нейтронах и ториево-урановом цикле Kв=1,0 —1,1. Для получения необходимого кол-ва 233U реактор должен начать работу на 235U или 239Pu.

В Р.-р. активная зона окружена слоем из воспроизводящего вещества, наз. зоной воспроизводства. Через реактор прокачивается жидкий Na, к-рый практически не замедляет быстрых нейтронов, но хорошо отводит тепло. Проектируемые Р.-р. с гелиевым теплоносителем будут обладать наивысшими Кв. Мощность Р.-р. может регулироваться перемещением стержней с 238U.

Если ядерные реакторы на тепловых нейтронах могут «сжечь» 0,5—1% урана, то использование Р.-р. увеличивает это число в десятки раз. Тем самым создаётся более надёжная сырьевая база для развития ядерной энергетики.