Быстрый реактор

Определение "Быстрый реактор" в Большой Советской Энциклопедии

Корпус быстрого реактора ядерной электростанции в г. Шевченко

Быстрый реактор, ядерный реактор, в котором цепная реакция деления ядерного горючего осуществляется на быстрых нейтронах. Нейтроны высоких энергий обусловливают относительно высокий выход нейтронов деления. Поглощение части быстрых нейтронов неделящимися изотопами с последующим превращением их в делящиеся (например, ²³⁸U в ²³⁹Pu) приводит к воспроизводству (образованию вторичного) ядерного горючего (коэффициент воспроизводства может достигать 1,6). «Зона воспроизводства» окружает активную зону в корпусе реактора (рис.). В энергетическом Быстрый реактор теплоноситель (главным образом жидкий натрий), нагреваясь в этих зонах, отдаёт тепло в теплообменниках рабочей пароводяной среде. В случае натриевого теплоносителя реакторный и парогенерирующий контуры разделяются промежуточным, также натриевым, контуром в целях предотвращения попадания радиоактивного натрия в контур турбины. Применяются и другие варианты отвода тепла. Расширенное воспроизводство ядерного горючего в Быстрый реактор принципиально позволяет использовать все имеющиеся урановые ресурсы, в том числе ²³⁸U, остающийся в значительных количествах неиспользованным в реакторах, работающих на тепловых нейтронах. В СССР построена серия экспериментальных Быстрый реактор и строится электростанция на базе Быстрый реактор в г. Шевченко (Казахская ССР).
  Ю. И. Корякин.