РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ

РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ бридер, ядерный
реактор, в к-ром расход ядерного топлива (ядерного горючего) сопровождается
его расширенным воспроизводством в виде вторичного ядерного топлива. Как
правило, в Р.-р. расходуемое и воспроизводимое топлива являются одним и
тем же химич. элементом (плутоний либо уран). Воспроизводство топлива осуществляется
в результате взаимодействия нейтронов, освобождающихся в процессе
деления ядер исходного топлива, с ядрами помещаемого в реактор вещества,
наз. сырьевым материалом. В уран-плутониевом Р.-р. на быстрых нейтронах
исходным топливом служит ²³⁹Рu, а сырьевым материалом- ²³⁹
U. В результате захвата ядрами урана свободных нейтронов образуется вторичное
топливо - ²³⁹Рu. В уран-ториeвом Р.-р. на быстрых или медленных
нейтронах исходным топливом служит ²³³U, сырьевым материалом
-²³²Th; воспроизводимым топливом является ²³³U. Существенной
величиной, характеризующей работу Р.-р., является время удвоения массы
топлива (время, за к-рое масса накопленного топлива становится вдвое больше
массы топлива, первоначально загруженного в реактор).

Единственным природным ядерным топливом
является ²³⁵U, содержание к-рого в природной смеси изотопов
урана
составляет всего лишь 0,71%. Использование Р.-р. создаёт принципиальную
возможность расширения топливной базы ядерной энергетики в десятки раз
за счёт веществ, к-рые сами по себе не могут поддерживать реакцию деления.
Поэтому проблеме создания надёжных и экономичных Р.-р. уделяется весьма
большое внимание во всех пром. развитых странах. В СССР соответствующие
работы были начаты в 1949 под рук. А. И. Лейпунского. После создания серии
экспериментальных Р.-р. в 1973 осуществлён пуск первого в мире крупного
Р.-р. БН-350 (г. Шевченко, Казахская ССР) на АЭС мощностью 150 Мвт;
сооружается
Р.-р. БН-600 для АЭС мощностью 600 Мвт. С. А. Скворцов.

А Б В Г Д Е Ё Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ъ Ы Ь Э Ю Я