Большая Советская Энциклопедия (ЯД) - [29]

и запаздывающих n₃ нейтронов). Время запаздывания Т_зап от 0,2 до 55 сек. Если (К_эф — 1) £ n₃ /n₀ , то число делений в Я. р. растет (К_эф > 1) или падает (К_эф < 1), с характерным временем ~Т₃ . Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление Я. р.

  Для управления Я. р. служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в Я. р. отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит — и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону Я. р. (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы ), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы Я. р. способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры r уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.

  Я. р. оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии Я. р.: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях Я. р. и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы Я. р. (машина-советчик), либо, наконец, осуществлять управление Я. р. в определённых пределах без участия оператора (управляющая машина).

  Классификация Я. р. По назначению и мощности Я. р. делятся на несколько групп: 1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации Я. р.; мощность таких Я. р. не превышает несколько квт' , 2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей Я. р.), для производства изотопов. Мощность исследовательского Я. р. не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Я. р. относится импульсный реактор' , 3) изотопные Я. р., в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в том числе Pu и ³ H для военных целей (см. Ядерное оружие ); 4) энергетические Я. р., в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического Я. р. достигает 3—5 Гвт (см. Ядерная энергетика . Атомная электростанция ).

  Я. р. могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO₂ , UC и т. д.), по виду теплоносителя (H₂ O, газ, D₂ O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, H₂ O, D₂ O, Be, BeO, гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Я. р. на тепловых нейтронах с замедлителями — H₂ О, С, D₂ О и теплоносителями — H₂ O, газ, D₂ O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них «сжигается» ²³⁸ U, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми Я. р. Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

  Лит.: Вейнберг А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961; Крамеров А. Я., Шевелёв Я. В., Инженерные расчёты ядерных реакторов, М., 1964; Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. Г., Исследовательские ядерные реакторы, М., 1972; Белл Д., Глесстон С., Теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1974; Гончаров В. В., 30-летие первого советского ядерного реактора, «Атомная энергия», 1977, т, 42, в. 2.

  А. Д. Галанин.

Рис. 1. Продольный разрез реактора Института атомной энергии имени И. В. Курчатова: 1 — активная зона; 2 — загрузочное устройство; 3 — вода-теплоноситель; 4 — радиационная защита; 5 — приводы системы дистанционного управления; 6 — напорный и всасывающий трубопроводы.

Рис. 2. Сборка гетерогенного реактора

Схема образования трансурановых элементов в ядерном реакторе.

Ядерный фотоэффект

Я'дерный фотоэффе'кт, то же, что фотоядерные реакции .

Ядовитые животные