История развития реакторов на быстрых нейтронах и характеристика основных принципов их работы. Анализ типов быстрых реакторов: бассейновый, петлевой тип, реакторы с газовым и свинцовым охлаждением. Технические характеристики реакторов "Феникс" и "Брест".
Аннотация к работе
Министерство образования Республики Беларусь «Международный государственный экологический университет имени А.Д. Факультет мониторинга окружающей среды Кафедра ядерной и радиационной безопасности Доклад по теме: Быстрые реакторы.Физический пуск первого реактора на быстрых нейтронах под названием «Клементина» - опытный реактор мощностью 25 КВТТ с охлаждением ртутью, построенный на площадке Омега (ТА-2) в Лос Аламосе. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего (235U) в реакторах на быстрых нейтронах образуется 150 ядер 239Pu, способных к делению. С точки зрения развития мировой энергетики, преимущество реактора на быстрых нейтронах (БН) состоит в том, что он позволяет использовать как топливо изотопы тяжелых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В реакторе на быстрых нейтронах с газовым охлаждением активная зона, контуры циркуляции гелия и парогенератор размещаются в корпусе высокого давления из предварительно напряженного железобетона.