https://camokathomelab.servebeer.com/mediawiki/api.php?action=feedcontributions&feedformat=atom&user=77.108.216.122wiki12 - Вклад [ru]2026-07-21T20:45:37ZВкладMediaWiki 1.45.3https://camokathomelab.servebeer.com/mediawiki/index.php?title=%D0%A0%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80_%D0%BD%D0%B0_%D1%82%D0%B5%D0%BF%D0%BB%D0%BE%D0%B2%D1%8B%D1%85_%D0%BD%D0%B5%D0%B9%D1%82%D1%80%D0%BE%D0%BD%D0%B0%D1%85&diff=33899Реактор на тепловых нейтронах2023-02-22T19:40:44Z<p>77.108.216.122: Логическкие правки</p>
<hr />
<div>'''Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах''' — [[ядерный реактор]], использующий для поддержания [[Цепная ядерная реакция|цепной ядерной реакции]] [[нейтрон]]ы тепловой части спектра энергии — «[[Спектр нейтронов|теплового спектра]]». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер <sup>235</sup>U с нейтронами, участвующими в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а сечение поглощения нейтронов ядрами <sup>238</sup>U остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа <sup>235</sup>U всего 0,7 %, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).<br />
<br />
[[Активная зона]] реактора на тепловых нейтронах состоит из [[Замедление нейтронов|замедлителя]], [[Ядерное топливо|ядерного топлива]], теплоносителя и конструкционных материалов. В качестве топлива могут использоваться изотопы урана <sup>235</sup>U и <sup>233</sup>U, а также изотоп [[плутоний|плутония]] <sup>239</sup>Pu. Ядерные реакторы на тепловых или быстрых нейтронах описываются в первом приближении одними и теми же основными законами динамики. В этом приближении наиболее важное различие между реакторами на быстрых и тепловых нейтронах заключается в скорости размножения нейтронов. Время жизни поколения нейтронов (среднее время, необходимое для воспроизводства нейтронов в реакторе) в таком реакторе составляет порядка 10<sup>−3</sup> с, так как нейтроны, прежде чем вызвать деление, сильно замедляются, затем диффундируют при [[Тепловые нейтроны|тепловых энергиях]]{{sfn|Хетрик|1975|с=5—6}}.<br />
Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением [[Радиационный захват нейтронов|радиационного захвата нейтронов]]. К ним относятся [[алюминий]], [[магний]], [[цирконий]] и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый [[уран (элемент)|уран]].<br />
<br />
Для конструкций мощных [[Ядерный энергетический реактор|энергетических]] реакторов не всегда удаётся подобрать подходящие материалы с небольшим сечением поглощения. Часто оболочки, каналы и другие части конструкции реакторов изготовляют из таких интенсивно поглощающих нейтроны материалов, как [[нержавеющая сталь]], а дополнительные потери тепловых нейтронов в конструкционных материалах компенсируются использованием урана с высоким [[Обогащение урана|обогащением]] — до более 10 %.<br />
<br />
В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно поглощение нейтронов продуктами деления, для компенсации которого в активную зону перед началом [[Кампания ядерного реактора|кампании]] добавляют определённую массу ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом кампании и удельной мощности реактора.<br />
<br />
Тепловые реакторы разделяют на [[Гомогенный ядерный реактор|гомогенные]] и [[Гетерогенный ядерный реактор|гетерогенные]]{{sfn|Хетрик|1975|с=117}}.<br />
<br />
== См. также ==<br />
* [[Реактор на быстрых нейтронах]]<br />
<br />
== Примечания ==<br />
{{примечания}}<br />
<br />
== Литература ==<br />
* {{Книга|автор={{nobr|Левин В. Е.}}|заглавие=Ядерная физика и ядерные реакторы|издание=4-е изд|место=М.|издательство=[[Атомиздат]]|год=1979}}<br />
* {{Книга|автор={{nobr|Хетрик Д.}}|заглавие=Динамика ядерных реакторов|оригинал=Dynamiсs of nuclear reactors|ответственный=Пер. с англ|место=М.|издательство=Атомиздат|год=1975|страниц=400|ref=Хетрик}}<br />
<br />
[[Категория:Типы ядерных реакторов]]<br />
[[Категория:Нейтронная физика]]</div>77.108.216.122