Реактор на промежуточных нейтронах — ядерный реактор , использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией 0,025 – 1000 эВ .

Концентрация делящихся веществ в активной зоне реактора на промежуточных нейтронах такова, что быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1—1000 эВ. Например, отношение ядер бериллия и ²³⁵ U в таких реакторах лежит в пределах от 150 до 250.

Реакторы на промежуточных нейтронах используют как исследовательские реакторы , так как в них удается получить очень высокую плотность потока нейтронов. Например, максимальная плотность потока нейтронов в реакторе СМ-2 , построенном в СССР равна 3,3⋅10 ¹⁹ нейтр./(м²·с).

Энергетические реакторы на промежуточных нейтронах применяют сравнительно редко по двум причинам. Эти реакторы требуют высокой степени обогащения ядерного топлива по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах . Во-вторых, в активной зоне такого реактора на один захват нейтрона испускается не более 1,5—2,0 нейтронов. Поэтому в реакторах на промежуточных нейтронах невозможно осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива, как в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах.

Однако на некоторых проектах подводных лодок СССР устанавливались реакторы на промежуточных нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем , которые зарекомендовали себя сложными в эксплуатации; эти лодки были относительно скоро выведены из боевого состава, в дальнейшем такие реакторы на флоте не использовались.

См. также

• Реактор на быстрых нейтронах

Литература

• Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок / М.: Атомиздат , 1960.
• Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы / 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.