ядерный реактор

я́дерный реактор

Установка, в которой осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Деление ядра в реакторе происходит в результате его бомбардировки нейтронами, вызывающей распад ядра с образованием осколков. При распаде ядра образуется несколько свободных нейтронов, которые бомбардируют следующие ядра и вызывают новые деления, т. е. процесс приобретает лавинообразный характер. При делении ядер выделяется большое количество тепловой энергии. Реакция деления ядер происходит в активной зоне реактора, где находится ядерное топливо. Кроме того, в активной зоне размещается замедлитель нейтронов, уменьшающий скорость их движения. В качестве замедлителя применяют графит, воду или другие вещества, содержащие ядра лёгких элементов. В таких реакторах основная часть делений происходит под действием тепловых (медленных) нейтронов с кинетической энергией до 0.5 эВ (тепловые реакторы). При отсутствии замедлителя основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией св. 10 кэВ (быстрые реакторы). Для отвода тепла из активной зоны реактора служит теплоноситель (водяной пар, вода, инертный газ, жидкий металл и др.). Активная зона реактора окружена отражателем, предотвращающим вылет нейтронов за её пределы. Кроме того, весь реактор закрыт защитной оболочкой, которая изолирует его и не позволяет проникать наружу радиоактивным излучениям, опасным для всего живого (см. биологическая защита). Для замедления или остановки реакции в активную зону могут вводиться специальные поглотители нейтронов в виде стержней из бора, кадмия, самария и др., а для инициирования цепной реакции при пуске реактора (в отдельных случаях) – источник нейтронов. Реакторы на тепловых нейтронах бывают корпусные в виде толстостенного металлического сосуда с водой, внутри которого располагается замедлитель и набор тепловыделяющих элементов – ТВЭЛов (водо-водяные реакторы – ВВЭР), и канального типа, у которых ТВЭЛы размещаются в каналах графитового замедлителя, по этим же каналам прокачивается теплоноситель, обычно вода (графито-водные реакторы типа РМБК). Быстрые реакторы имеют гораздо более сложную конструкцию, чем тепловые. Так как такие реакторы работают на быстрых нейтронах (без замедлителя), в их активной зоне освобождается значительно больше энергии (на единицу объёма), чем в тепловых. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность, которая определяется количеством актов деления ядер в 1 с (1 МВт соответствует 3·1016 актов деления в 1 с). В зависимости от назначения и мощности различают реакторы экспериментальные – мощностью в несколько киловатт, предназначенные для изучения различных параметров, необходимых для проектирования и эксплуатации реакторов; исследовательские – мощностью, как правило, до 100 МВт, на которых проверяют режимы работы, системы защиты, материалы конструктивных элементов и т. п.; изотопные – для получения и изучения изотопов; энергетические – для выработки электроэнергии, опреснения морской воды, теплоснабжения, а также для использования в ядерных силовых установках – их тепловая мощность достигает 3–5 ГВт. Управление ядерным реактором осуществляется системой управления и защиты, в которую входят автоматические регуляторы, реагирующие на изменение плотности потока нейтронов и соответственно мощности реактора, а также аварийные и компенсирующие подсистемы. Кроме того, ядерный реактор оснащается специальной аппаратурой, информирующей оператора о состоянии всех его важнейших параметров. Первый ядерный реактор построен в США в 1942 г. под руководством Э. Ферми, в России – в 1946 г. под руководством И. В. Курчатова.