Реактор на тепловых нейтронах — это ядерный реактор , в котором используются медленные или тепловые нейтроны . («Термальный» не означает «горячий» в абсолютном смысле, а означает, что он находится в тепловом равновесии со средой, с которой он взаимодействует, топливом, замедлителем и конструкцией реактора, энергия которого намного ниже, чем у быстрых нейтронов, первоначально образующихся в результате деления.)
Большинство реакторов атомных электростанций являются тепловыми реакторами и используют замедлитель нейтронов для замедления нейтронов до тех пор, пока они не достигнут средней кинетической энергии окружающих частиц, то есть для уменьшения скорости нейтронов до низкоскоростных тепловых нейтронов. Нейтроны не заряжены, это позволяет им проникать глубоко в мишень и близко к ядрам, таким образом, рассеивая нейтроны ядерными силами, некоторые нуклиды разлетаются на большие расстояния. [1]
Ядерное сечение урана -235 для медленных тепловых нейтронов составляет около 1000 барн , а для быстрых нейтронов — порядка 1 барна. [2] Таким образом, тепловые нейтроны с большей вероятностью вызовут ядерное деление урана-235 , чем будут захвачены ураном-238 . Если хотя бы один нейтрон от деления U-235 ударит другое ядро и заставит его делиться, то цепная реакция продолжится. Если реакция будет поддерживаться, ее называют критической , а масса U-235, необходимая для создания критического состояния, называется критической массой .
Тепловые реакторы состоят из :