Большая Советская Энциклопедия
уран-ториевый реактор, ядерный реактор , в котором делящимся веществом является уран (233U), образующийся в этом же реакторе из тория (232Th). Природный 232Th сам по себе непригоден для осуществления цепной ядерной реакции деления и поэтому служит в Т. р. сырьевым материалом. Первоначально в Т. р. загружают 233U (который делится при взаимодействии как с быстрыми, так и с медленными нейтронами), полученный в др. реакторе. В результате захвата ядром 232Th нейтрона, образующегося при делении 233U, это ядро после двух последовательных b-распадов превращается в ядро 233U, то есть получается вторичное ядерное топливо. В Т. р. можно осуществлять расширенное воспроизводство 233U (см. Реактор-размножитель ), чем определяются перспективы вовлечения больших природных запасов тория в сферу ядерной энергетики . Однако период удвоения ядерного топлива в современных (сер. 70-х гг.) Т. р. слишком велик ≈ 10≈12 лет, и все они экспериментальные.