Реактор на тепловых нейтронах - Thermal-neutron reactor
А реактор на тепловых нейтронах это ядерный реактор который использует медленный или тепловые нейтроны. («Тепловой» не означает «горячий» в абсолютном смысле, но означает «в тепловое равновесие со средой, с которой он взаимодействует, топливом реактора, замедлителем и конструкцией, которая имеет гораздо меньшую энергию, чем быстрые нейтроны первоначально произведено делением.)
Наиболее атомная электростанция реакторы являются тепловыми реакторами и используют замедлитель нейтронов замедлить нейтроны пока они не приблизятся к среднему кинетическая энергия окружающих частиц, то есть уменьшить скорость нейтронов до низкоскоростных тепловых нейтронов. Нейтроны не заряжены, это позволяет им проникать глубоко в мишень и близко к ядрам,[1] таким образом, рассеивая нейтроны ядерными силами, некоторые нуклиды рассеиваются в больших размерах.[1]
В ядерное сечение из уран-235 для медленных тепловых нейтронов около 1000 сараи, а для быстрых нейтронов - порядка 1 барн.[2]Следовательно, тепловые нейтроны с большей вероятностью вызовут уран-235 ядерное деление чем быть захваченным уран-238. Если хотя бы один нейтрон от деления U-235 ударяется о другое ядро и вызывает его деление, то цепная реакция будет продолжать. Если реакция будет продолжаться, говорят, что критический, а масса U-235, необходимая для создания критического состояния, называется критическая масса.
Тепловые реакторы состоят из следующих:
- Нейтронный замедлитель чтобы замедлить нейтроны. В легководные реакторы и тяжеловодные реакторы он удваивается как теплоноситель ядерного реактора.
- Ядерное топливо, который является делящийся материал, обычно уран.
- Корпус реактора это сосуд под давлением содержащий охлаждающая жидкость и активная зона реактора.
- Радиационная защита для защиты людей и окружающей среды от вредного воздействия ионизирующего излучения.
- Здания содержания которые предназначены для сдерживания побега радиация в чрезвычайной ситуации.
- Приборы для контроля и управления системами реактора.
Смотрите также
- Тепловой реактор-размножитель
- Обогащенный уран
- Реактор на быстрых нейтронах
- Реактор с жидким фторидом тория
- Трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии
Рекомендации
- ^ а б Сквайрс, Г.Л. (29 марта 2012 г.). 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&hl=ru&hl=ru&html
- ^ «Немного по физике урана». Архивировано из оригинал 3 марта 2008 г.. Получено 2009-01-18.