Помогите пожалуйста Известье - История творения ядерного реактора

1. По назначению

По характеру использования

[Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1990. С. 2122. 351 с. ISBN 5-283-03836-X];

[Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. М.: Энергоиздат, 1982. С. 31. 511 с.];

[Angelo, Joseph A. Nuclear technology. USA: Greenwood Press, 2004. P. 275276. 647 p. (Sourcebooks in modern technology). ISBN 1-57356-336-6]

ядерные реакторы делятся на:

- Энерго реакторы, предназначенные для получения электронной и тепловой энергии, применяемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Главное применение такие реакторы получили на атомных электрических станциях. Термическая мощность современных энергетических реакторов добивается 5 ГВт. В отдельную группу выделяют:

-- Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы внедрения морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и разных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.

- Экспериментальные реакторы, предназначенные для исследования разных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превосходит нескольких кВт.

- Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и палитра-квантов, творимые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для тесты материалов, предназначенных для работы в насыщенных нейтронных потоках (в том числе деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как управляло, не употребляется.

- Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, применяемые для выработки изотопов, применяющихся в разных областях. Более обширно употребляются для производства ядерных оружейных материалов, к примеру 239Pu. Также к фабричным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.

Нередко реакторы применяются для решения 2-ух и более разных задач, в таком случае они величаются многоцелевыми. Например, некие энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в главном, для экспериментов. Реакторы на прытких нейтронах могут быть сразу и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы не считая собственной главной задачки нередко вырабатывают электронную и термическую энергию.

2. По диапазону нейтронов

- Реактор на термических (медленных) нейтронах (термический реактор)

- Реактор на быстрых нейтронах (прыткий реактор)

- Реактор на промежных нейтронах

- Реактор со смешанным диапазоном

3. По размещению топлива

- Гетерогенные реакторы, где горючее размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, меж которыми находится замедлитель;

- Гомогенные реакторы, где горючее и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе горючее и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения аспектом гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков горючего на расстоянии, превосходящем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой тесной решёткой рассчитываются как гомогенные, желая в их горючее обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного горючего в гетерогенном реакторе величаются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые располагаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

4. По виду горючего

По изотопу:

- изотопы урана 235U, 238U, 233U

- изотоп плутония 239Pu, также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U (MOX-топливо)

- изотоп тория 232Th (средством преображения в 233U)

По ступени обогащения:

- естественный уран

- слабо обогащённый уран

- высоко обогащённый уран

По хим составу:

- железный U

- UO2 (диоксид урана)

- UC (карбид урана) и т.д.

1-ый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под управлением Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года[1]. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под управлением И. В. Курчатова[2]. К 1978 году в мире работало теснее около сотки ядерных реакторов различных типов.