Вікіпедія

Ядерний реактор: відмінності між версіями

Інтерактивний перегляд історії
[перевірена версія][неперевірена версія]
← Попереднє редагуванняНаступне редагування →
Вилучено вміст Додано вміст
ВізуальнийВікірозмітка
стиль, оформлення
Рядок 1:
[[Файл:Advanced_Test_Reactor.jpg|міні|394x394пкс|Активна зона дослідного реактора. Добре видно блакитне світло — [[Черенковське випромінювання|випромінювання Вавилова — Черенкова]].]]
'''Ядерний реактор''' — пристрій, призначений для організації керованої самопідтримуваної [[Ланцюгова ядерна реакція|ланцюгової  реакції поділу]], яка завжди супроводжується виділенням енергії.
 
Перший ядерний реактор був збудований і запущений у грудні 1942 року в [[Сполучені Штати Америки|США]] під керівництвом  [[Енріко Фермі|Э.Фермі]].
Першим реактором, побудованим за кордонами США, став ZEEP, запущений в [[Канада|Канаді]] 5 вересня 1945 року<ref name="zeep-cstm">[http://www.sciencetech.technomuses.ca/english/whatson/zeep.cfm «ZEEP&nbsp;— Canada's First Nuclear Reactor»], Canada Science and Technology Museum.</ref>. В Європі першим ядерним реактором стала установка [[Ф-1 (реактор)|Ф-1]], яка запрацювала
25 грудня 1946 року в [[Москва|Москві]] під керівництвом[[Курчатов Ігор Васильович| І.&nbsp;В.&nbsp;Курчатова]]. До 1978 року в світі працювало вже близько сотні ядерних реакторів різних типів.
 
== Історія ==
Теоретичну групу [[Німецька ядерна програма|«Урановий проект»]] [[Третій Рейх|нацистської Німеччини]], працюючущо працювала в [[Товариство кайзера Вільгельма|Товаристві кайзера Вільгельма]], очолював [[Карл Фрідріх фон Вайцзеккер|Вайцзеккер]], але лише формально. Фактичним лідером став [[Вернер Гейзенберг|Гейзенберг]], що розробляє теоретичні основи ланцюгової реакції, Вайцзеккер з групою учасників зосередився на створенні «уранової машини»&nbsp;— першого реактора. Пізньою весною 1940 року один з учених групи&nbsp;— Хартек&nbsp;— провів перше дослідження зі спробою створення ланцюгової реакції, використовуючи оксид урану і твердий графітовий сповільнювач. Однак наявного подільного матеріалу не вистачило для досягнення цієї мети. У 1941 році в [[Лейпцизький університет|Лейпцігському університеті]] учасником групи Гейзенберга Депелем був побудований стенд з важководневим сповільнювачем, в експериментах на якому до травня 1942 року вдалося досягти виробництва нейтронів у кількості, що перевищує їх поглинання. Повноцінної ланцюгової реакції німецьким вченим вдалося досягти в лютому 1945 року в експерименті, проведеному в гірничій виробці поблизу [[Гайгерлох|Хайгерлоха]]. Однак через кілька тижнів ядерна програма Німеччини припинила існування<ref>{{Cite web|url=http://www.mpiwg-berlin.mpg.de/Preprints/P203.PDF|title=Werner Heisenberg and the German Uranium Project|last=Horst Kant|date=2002|website=Preprint 203|publisher=[[:en:Max Planck Institute for the History of Science|Max Planck Institute for the History of Science]]|archiveurl=http://www.webcitation.org/6831noLVf|archivedate=2012-05-30|accessdate=2012-02-10}}</ref><ref>{{книга
|автор = Круглов А. К.
|заголовок = Как создавалась атомная промышленность в СССР
Рядок 20:
[[Файл:First_nuclear_chain_reaction.jpg|міні|300x300пкс|Заснований на спогадах очевидця малюнок, що зображає запуск «<nowiki/>[[Чиказька дровітня-1|Чиказької дровітні]]<nowiki/>».<br/>
]]
[[Ланцюгова ядерна реакція|Ланцюгова реакція поділу ядер]]  (коротко&nbsp;— ланцюгова реакція)  була вперше здійснена в грудні 1942 року. Група фізиків Чиказького університету, очолювана [[Енріко Фермі]], створила перший у світі ядерний реактор, названий «<nowiki/>[[Чиказька дровітня-1|Чиказькою дровітнею]]<nowiki/>» (Chicago Pile-1, CP-1). Він складався з графітових блоків, між якими були розташовані кулі з природного урану і його [[Оксид урану(IV)|діоксиду]]. [[Швидкі нейтрони]], що з'являються після поділу ядер [[Уран-235|235U]], сповільнювалися графітом до теплових енергій, а потім викликали нові ділення ядер. Реактори, подібні СР-1, в яких основна частка поділів відбувається під дією теплових [[Нейтрон|нейтронів]], називають [[Реактор на теплових нейтронах|реакторами на теплових нейтронах]]. До їх складу входить дуже багато [[Сповільнювач нейтронів|сповільнювача]] в порівнянні з ядерним паливом.
 
В [[СРСР]] теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи і контролю реакторів були проведені групою фізиків і інженерів під керівництвом академіка [[Курчатов Ігор Васильович|І.&nbsp;В.&nbsp;Курчатова]]. Перший радянський реактор [[Ф-1 (реактор)|Ф-1]] був побудований в [[Курчатовський інститут|Лабораторії №&nbsp;2 АН СРСР]] ([[Москва]]). Цей реактор виведено в критичний стан [[25 грудня]] [[1946]] року. Реактор Ф-1 був набраний з графітових блоків і мав форму кулі діаметром приблизно 7,5&nbsp;м. У центральній частині кулі діаметром 6&nbsp;м по отворах в графітових блоках розміщені уранові стрижні. Реактор Ф-1, як і реактор CP-1, не мав системи охолодження, тому працював на дуже малих рівнях потужності. Результати досліджень на реакторі Ф-1 стали основою проектів більш складних за конструкцією промислових реакторів. У [[1948]] році введено в дію реактор И-1 (за іншими даними він називався А-1) з виробництва [[Плутоній|плутонію]], а [[27 червня]] [[1954]] року набула в дію [[Обнінська АЕС|перша у світі атомна електростанція]] з електричною потужністю 5 МВт в м. [[Обнінськ]].
Рядок 27:
 
=== Механізм енерговиділення ===
{{Див. також|ланцюгова ядерна реакція}}Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому випадку, якщо речовина володіє запасом енергій. Останнє означає, що мікрочастинки речовини знаходяться в стані з енергією спокою більшою, ніж в іншому можливому, перехід до якого існує. Мимовільного переходу завжди перешкоджає [[енергетичний бар'єр]], для подолання якого мікрочастинка повинна отримати ззовні якусь кількість енергії&nbsp;— енергії збудження. [[ Екзоенергетична реакція]] полягає в тому, що в наступному за збудженням перетворенні виділяється енергії більше, ніж потрібно для порушення процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар'єра: або за рахунок кінетичної енергії частинок, що стикаються, або за рахунок [[Енергія зв'язку|енергії зв'язку]] частки що приєднується .
 
Якщо мати на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для збудження реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка частинок речовини. Це можна досягти тільки при підвищенні температури середовища до величини, при якій енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порогу, що обмежує перебіг процесу. У випадку молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення зазвичай складає сотні [[Кельвін|кельвінів]], в разі ж ядерних реакцій&nbsp;— це мінімум  10<sup>7</sup> [[Кельвін|K]]  через дуже великої висоти [[Х бар'єрів|кулонівських бар'єрів]] стикаючихся ядер, що стикаються. Теплове збудження ядерних реакцій здійснено на практиці тільки при синтезі найлегших ядер, у яких кулонівських бар'єри мінімальні ([[термоядерний синтез]]).
 
Збудження частками що приєднуються не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв'язків, властивих часткам сил тяжіння. Але зате для збудження реакцій необхідні самі частинки. І якщо знову мати на увазі не окремий акт реакції, а отримання енергії в макроскопічних масштабах, то це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, коли збуджуючи реакцію частинки знову з'являються, як продукти екзоенергетичної реакції. 
[[Файл:Heterogeneous_reactor_scheme.png|обрамити|'''Схематична конструкція  [[Гетерогенний ядерний реактор|гетерогенного реактора]] на теплових нейтронах'''<br/>
1&nbsp;— [[Управління ядерним реактором|Керуючий стержень]];<br/>
2&nbsp;— Радіаційний захист;<br/>
Рядок 42:
=== Конструкція ===
Будь-ядерний реактор складається з наступних частин:
* Активна зона з ядерним паливом і сповільнювачем; 
* Відбивач нейтронів, що оточує активну зону;
*  теплоносій;
*  Система регулювання ланцюгової реакції, в тому числі аварійний захист; 
* Радіаційний захист; 
* Система дистанційного керування.<br/>
 
=== Фізичні принципи роботи ===
Рядок 56:
: <math>\rho = {{k-1} \over k}</math>
Для цих величин характерні наступні значення:
* ''k'' > 1&nbsp;— ланцюгова реакція наростає в часі, реактор знаходиться в надкритичному стані, його реактивність  ''ρ'' > 0;
* ''k'' < 1&nbsp;— реакція загасає, реактор&nbsp;— подкрітіченпідкритичний, ''ρ'' < 0;
* ''k'' = 1, ''ρ'' = 0&nbsp;— число ділень ядер постійне, реактор знаходиться в стабільному критичному стані.
Умова критичності ядерного реактора:
Рядок 63:
* <math>w</math> є частка повного числа утворюються в реакторі нейтронів, поглинених в активній зоні реактора, або ймовірність уникнути нейтрону витоку з кінцевого обсягу.
* k<sub>0</sub>&nbsp;— коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно великих розмірів.
обернення коефіцієнта розмноження в одиницю досягається збалансуванням розмноження нейтронів з їх втратами. Причин втрат фактично дві: захоплення без поділу і витік нейтронів за межі  середовища, що розмножується. 
 
Здійснення керованої ланцюгової реакції поділу ядра можливо за певних умов. У процесі поділу ядер палива виникають миттєві нейтрони, що утворюються безпосередньо в момент поділу ядра, і запізнілі нейтрони, що випускаються осколками розподілу в процесі їх радіоактивного розпаду. Час життя миттєвих нейтронів дуже малий, тому навіть сучасні системи і засоби управління реактором не можуть підтримувати необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів тільки за рахунок миттєвих нейтронів. Час життя запізнілих нейтронів становить від 0,1 до 10 секунд. За рахунок значного часу життя запізнілих нейтронів система управління встигає перемістити стрижні-поглиначі, підтримуючи тим самим необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів (реактивність). Ставлення числа запізнілих нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, до всього числа нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, називається ефективною часткою запізнілих нейтронів&nbsp;— βеф. Таким чином, можливі наступні сценарії розвитку ланцюгової реакції поділу:
Рядок 71:
2. ρ=0, Кеф=1&nbsp;— реактор критичний, інтенсивність реакції і потужність реактора постійні;
 
3. ρ>0, Кеф>1 &nbsp;—реактор надкритичний, інтенсивність реакції і потужність реактора збільшуються.
 
В останньому (3) випадку можливі два принципово відрізняються один від одного стану надкритичність реактора:
Рядок 77:
3а. 0<ρ<βеф&nbsp;— при реактивності більшій нуля, але меншою значення ефективної частки запізнілих нейтронів&nbsp;— βеф, ланцюгова реакція протікає зі швидкістю, яка визначається часом запізнювання нейтронів (тобто реактор підкритичний на миттєвих нейтронах, а необхідна надкритичність досягається за рахунок народжуються запізнілих нейтронів). При цьому реакція поділу є керованою;
 
3б. &nbsp;ρ> βеф&nbsp;— при реактивності реактора, що перевищує ефективну частку запізнілих нейтронів, реактор стає критичним на миттєвих нейтронах, потужність ланцюгової реакції поділу начитає експоненціально зростати. Час наростання потужності настільки мало, що ніякі системи управління (в тому числі аварійні) не встигають спрацювати, і зростання потужності може бути обмежений тільки фізичними процесами, що протікають в активній зоні. Наприклад, в тепловому реакторі це&nbsp;— зменшення перетину захоплення нейтронів з ростом температури, яке є однією з фізичних причин негативного [[Потужнісний коефіцієнт реактивності|потужнісного коефіцієнта реактивності]].
 
Очевидно, чтощо k < k<sub>0</sub>, оскільки в кінцевому обсязі внаслідок витоку втрати нейтронів обов'язково більше, ніж в нескінченному. Тому, якщо в речовині даного складу k<sub>0</sub> < 1,то ланцюгова самопідтримується реакція неможлива як в нескінченному, так і в будь-якому кінцевому обсязі. Таким чином, k<sub>0</sub> визначає принципову здатність середовища розмножувати нейтрони.
 
k<sub>0</sub> для теплових реакторів можна визначити по так званій
Рядок 85:
: <math>k_0=\mu \phi \theta \eta</math>, де
* μ&nbsp;— [[коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах]];
*  φ&nbsp;— [[ймовірність уникнути резонансного захоплення]];
*  θ&nbsp;— [[коефіцієнт використання теплових нейтронів]];
*  η&nbsp;— [[вихід нейтронів на одне поглинання]].<br/>
Обсяги сучасних енергетичних реакторів можуть досягати сотень м³ і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями тепловідводу.
 
Рядок 104:
Іодна яма&nbsp;— стан ядерного реактора після його зупинки, що характеризується накопиченням короткоживучого ізотопу ксенону 135Xe, який є продуктом розпаду ізотопу йоду-135 (через що цей процес і отримав свою назву). Висока перетин захоплення теплових нейтронів ксеноном-135 призводить до тимчасового появи значної негативної реактивності, що, в свою чергу, робить скрутним висновок реактора на проектну потужність протягом певного періоду (близько 1-2 діб).
 
== Класифікація ==
== Классифікація ==
 
=== За призначенням ===
За характером використання ядерні реактори поділяються  на<ref>{{книга
|автор = Дементьев Б. А.
|заголовок = Ядерные энергетические реакторы
Рядок 143:
* '''Експериментальні реактори''', призначені для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно для проектування і експлуатації ядерних реакторів; потужність таких реакторів не перевищує декількох [[кВт]].<br/>
* '''Дослідницькі реактори''', в яких потоки нейтронів і [[Гамма-квант|гамма-квантів]], що створюються в активній зоні, використовуються для досліджень в області [[Ядерна фізика|ядерної фізики]], [[Фізика твердого тіла|фізики твердого тіла]], [[Радіаційна хімія|радіаційної хімії]], [[Біологія|біології]], для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (в тому числі деталей ядерних реакторів), для виробництва ізотопів. Потужність дослідних реакторів не перевищує 100 МВт. Виділяється енергія, як правило, не використовується.
*  '''Промислові''' (збройові, ізотопні) реактори, що використовуються для напрацювання ізотопів, що застосовуються в різних областях. Найбільш широко використовуються для виробництва ядерних збройових матеріалів, наприклад[[Плутоній| 239Pu]]. Також до промислових відносять реактори, що використовуються для опріснення морської води.<br/>
Часто реактори застосовуються для вирішення двох і більше різних завдань, в такому випадку вони називаються '''багатоцільовими'''. Наприклад, деякі енергетичні реактори, особливо на зорі атомної енергетики, призначалися, в основному, для експериментів. Реактори на швидких нейтронах можуть бути одночасно і енергетичними, і напрацьовувати ізотопи. Промислові реактори крім свого основного завдання часто виробляють електричну і теплову енергію.
 
=== заЗа спектром нейтронів ===
* [[Реактор на теплових нейтронах|Реактор на теплових (повільних) нейтронах]] («тепловий реактор»)
* [[Ядерний реактор на швидких нейтронах|Реактор на швидких нейтронах]] («швидкий реактор»)
Рядок 155:
* [[Гетерогенний ядерний реактор|Гетерогенні реактори]], де паливо розміщується в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться сповільнювач;
* [[Гомогенний ядерний реактор|Гомогенні реактори]], де паливо і сповільнювач представляють однорідну суміш ([[Гомогенна система|гомогенну систему]]).
У гетерогенному реакторі паливо і сповільнювач можуть бути просторово рознесені, зокрема, в полостномупорожнинному реакторі сповільнювач-відбивач оточує порожнину з паливом, що не містить сповільнювача. З ядерно-фізичної точки зору критерієм гомогенності/гетерогенності є не конструктивне виконання, а розміщення блоків палива на відстані, що перевищує довжину уповільнення нейтронів в даному уповільнювачі. Так, реактори з так званої «тісної ґратами» розраховуються як гомогенні, хоча в них паливо зазвичай відокремлене від сповільнювача.
 
Блоки ядерного палива в гетерогенному реакторі називаються [[Тепловидільна збірка|тепловиділяючими збірками]] (ТВС), які розміщуються в активній зоні у вузлах правильної решітки, утворюючи ''осередки''.
Рядок 170:
* металевий U
* UO<sub>2</sub> ([[Оксид урану(IV)|діоксид урану]])
* UC (карбід урану) і&nbsp;т.&nbsp;дтощо.
 
=== За видом теплоносія ===
Рядок 177:
* D<sub>2</sub>O ([[важка вода]], див. Тяжеловодный ядерний реактор, CANDU)
* Реактор з органічним теплоносієм
* Реактор з теплоносієм  рідкометалевим
* Реактор на розплавах солей
* Реактор з твердим теплоносієм
Рядок 202:
* BWR (boiling water reactor)&nbsp;— [[Киплячий ядерний реактор|киплячий реактор]], в якому, на відміну від PWR, освіта пара, що подається на турбіни, відбувається безпосередньо в реакторі;
* FBR (fast breeder reactor)&nbsp;— [[реактор-розмножувач]] [[Ядерний реактор на швидких нейтронах|на швидких нейтронах]], що не вимагає наявності сповільнювача;
* GCR (gas-cooled reactor)&nbsp;— газоохлаждаемыйгазоохолоджуваний реактор. У якостіролі сповільнювача використовується як правило [[графіт]];
* LWGR (light water graphite reactor)&nbsp;— графіто-водяний реактор, наприклад [[РБМК]];
* PHWR (pressurised heavy water reactor)&nbsp;— тяжеловодный реактор;
Рядок 209:
* HWLWR (heavy water-moderated, boiling light-water-cooled reactor)&nbsp;— [[Киплячий ядерний реактор|киплячий реактор]] з сповільнювачем з [[Важка вода|важкої води]];
* PBMR ([[wikipedia:Pebble bed modular reactor|pebble bed modular reactor]](англ.))&nbsp;— модульний реактор з кульовими твелами;
* SGHWR (Steam-Generating Heavy Water Reactor)&nbsp;— киплячий тяжеловодный реактор. 
 
== Матеріали реакторів ==
Рядок 215:
{| class="wikitable" style="margin-bottom: 10px;"
! rowspan="2" |Матеріал
! rowspan="2" |Щільність, г/см3см³
! colspan="2" |Макроскопічний переріз поглинання Їм<sup>−1</sup>
|-
Рядок 259:
Основна причина отруєння реактора&nbsp;— [[Ксенон|<sup>135</sup>Xe]], має найбільший переріз поглинання нейтронів (2,6{{E|6}} барн). [[Період напіврозпаду]] <sup>135</sup>Xe ''T''<sub>1/2</sub> = 9,2 год; вихід при розподілі становить 6-7&nbsp;%. Основна частина <sup>135</sup>Xe утворюється в результаті розпаду [[Ядерна отрута|<sup>135</sup>I]] (''T''<sub>1/2</sub> = 6,8 год). При отруєнні До<sub>еф</sub> змінюється на 1-3&nbsp;%. Велике перетин поглинання <sup>135</sup>Xe і наявність проміжного ізотопу <sup>135</sup>I призводять до двох важливих явищ:
# До збільшення концентрації <sup>135</sup>Xe і, отже, до зменшення реактивності реактора після його зупинки або зниження потужності ([[Ядерна отрута|«иодная яма»]]), що робить неможливим короткочасні зупинки і коливання вихідної потужності. Даний ефект долається введенням запасу реактивності в органах регулювання. Глибина і тривалість иодной ями залежать від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5{{E|18}} нейтронів/(см2·с) тривалість йодної ями 30 год, а глибина в 2 рази перевершує стаціонарне зміна До<sub>еф</sub>, викликане отруєнням <sup>135</sup>Xe.
# Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, а, отже, і потужності реактора. Ці коливання виникають при Ф > 10<sup>18</sup> нейтронів/(см2см²·с) та великих розмірах реактора. Періоди коливань 10 ч.
При поділі ядер виникає велике число стабільних осколків, які розрізняються перерізами поглинання в порівнянні з перетином поглинання подільного ізотопу. Концентрація осколків з великим значенням перерізу поглинання досягає насичення протягом перших кількох діб роботи реактора. Головним чином це <sup>149</sup>Sm, змінює К<sub>еф</sub> на 1&nbsp;%). Концентрація осколків з малим значенням перерізу поглинання і вноситься ними від'ємна реактивність зростають лінійно в часі.
 
Рядок 267:
Час між стрілками позначає період напіврозпаду, «+n» означає поглинання нейтрона.
 
На початку роботи реактора відбувається лінійне накопичення <sup>239</sup>Pu, причому тим швидше (при фіксованому вигорянні <sup>235</sup>U), чим менше збагачення урану. Далі концентрація <sup>239</sup>Pu прагне до постійної величиною, яка не залежить від ступеня збагачення, а визначається відношенням перерізів захоплення нейтронів <sup>238</sup>U і <sup>239</sup>Pu. Характерний час встановлення рівноважної концентрації <sup>239</sup>Pu ~ 3/Ф років (Ф в од. 10<sup>13</sup> нейтронів/см2×ссм²×с). Ізотопи <sup>240</sup>Pu, <sup>241</sup>Pu досягають рівноважної концентрації лише при повторному спалюванні пального в ядерному реакторі після регенерації ядерного палива.
 
Вигоряння ядерного палива характеризують сумарною енергією, виокремилась у реакторі на 1 тонну палива. Ця величина становить:
Рядок 281:
Маса завантаженого палива перевершує масу вивантаженого за рахунок «ваги» виділилася енергії. Після зупинки реактора, спочатку головним чином за рахунок поділу запізнюється нейтронами, а потім, через 1-2 хв, за рахунок β&nbsp;— і γ-випромінювання осколків поділу і трансуранових елементів, у паливі триває виділення енергії. Якщо реактор працював досить довго до моменту зупинки, то через 2 хв після зупинки виділення енергії становить близько 3&nbsp;%, через 1 год&nbsp;— 1&nbsp;%, через добу&nbsp;— 0,4&nbsp;%, через рік&nbsp;— 0,05&nbsp;% від початкової потужності.
 
Відношення кількості  ізотопів Pu які діляться, що утворилися в ядерному реакторі, до кількості вигорілого <sup>235</sup>U називається ''коефіцієнтом конверсії'' K<sub>K</sub>. Величина K<sub>K</sub> збільшується при зменшенні збагачення і вигорання. Для важководневого реактора на природному урані, при вигорянні 10 ГВт·добу/т K<sub>K</sub> = 0,55, а при невеликих вигорання (в цьому випадку K<sub>K</sub> називається ''початковим плутонієвим коефіцієнтом'') K<sub>K</sub> = 0,8. Якщо ядерний реактор спалює і виробляє одні і ті ж ізотопи ([[реактор-розмножувач]]), то відношення швидкості відтворення до швидкості вигоряння називається ''коефіцієнтом відтворення'' До<sub>В</sub>. В ядерних реакторах на теплових нейтронах До<sub>В</sub> < 1, а для реакторів на швидких нейтронах До<sub>В</sub> може досягати 1,4-1,5. Зростання До<sub>В</sub> для реакторів на швидких нейтронах пояснюється головним чином тим, що, особливо в разі <sup>239</sup>Pu, для швидких нейтронів ''g'' зростає, ''а'' падає.
 
== Управління ядерним реактором ==
Рядок 344:
 
== Аварії на АЕС ==
3аЗа час експлуатації відбулося кілька серйозних аварій<ref>[[Міжнародна шкала ядерних подій]]</ref> на таких установках, наймасштабніша в [[1986]] році на [[Чорнобильська атомна електростанція|атомній електростанції в Чорнобилі]] ([[Чорнобильська катастрофа]]), де відбувся витік, що викликав пожежу й радіоактивне зараження великої території.
 
У [[Гаррісбург|Гаррісбурзі]], [[Пенсильванія]], [[США]], у [[1979]] відбулася аварія через електричне, механічне ушкодження і помилки оператора, в результаті якої відбувся витік радіоактивної речовини.
Рядок 350:
У [[1957]] в [[Англія|Англії]] ([[Віндскейл]]) була зруйнована серцевина реактора, відбувся викид радіоактивної речовини в атмосферу.
 
[[Аварія на Першій Фукусімській АЕС]], [[Фукусіма-1]], в [[Японія|Японії]], яка сталася в березні 2011 року і відбулася відразу на чотирьох блоках. Вона супроводжувалася руйнуванням реакторного відділення, внаслідок чого відбувся викид радіоактивних речовин в атмосферу і водне середовище, що з урахуванням високої густоти заселення забруднених районів створило загрозу катастрофічних наслідків для місцевого населення&nbsp;— зокрема, і для країни&nbsp;— в цілому.
 
== Див. також ==
Рядок 368:
* [[Велика радянська енциклопедія|БСЭ]] {{ref-ru}}
* Левин В. Е. '''Ядерная физика и ядерные реакторы.''' 4-е изд.&nbsp;— М.: Атомиздат, 1979. {{ref-ru}}
* Шуколюков А. Ю. [http://www.nts-lib.ru/Online/chem/uran.html «Уран. Природный ядерный реактор».] «]Химия и жизнь<span>» №&nbsp;6, 1980 г.,&nbsp;— сС. 20-24. {{ref-ru}}</span>
 
== Примітки ==
{{Примечания|2}}
 
[[Категорія:Ядерна фізика]]
[[Категорія:Ядерні реактори]]
Отримано з https://uk.wikipedia.org/wiki/Ядерний_реактор