Сообщение - создания ядерного реактора

первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в сша под руководством 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 руководством и. в. курчатова[2]. к 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов.

1. по назначению

по характеру использования

[дементьев б. а. ядерные энергетические реакторы. — м.: энергоатомиздат, 1990. — с. 21—22. — 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. 275—276. — 647 p. — (sourcebooks in modern technology). — isbn 1-57356-336-6]

ядерные реакторы делятся на:

- энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях. тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 гвт. в отдельную группу выделяют:

-- транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.

- экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких квт.

- исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной , твёрдого тела, радиационной , биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в том числе деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 мвт. выделяющаяся энергия, как правило, не используется.

- промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях. наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239pu. также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.

часто реакторы применяются для решения двух и более различных , в таком случае они называются многоцелевыми. например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. промышленные реакторы кроме своей основной часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

2. по спектру нейтронов

- реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)

- реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

- реактор на промежуточных нейтронах

- реактор со смешанным спектром

3. по размещению топлива

- гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;

- гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

в гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. с ядерно- точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (твс), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

4. по виду топлива

по изотопу:

- изотопы урана 235u, 238u, 233u

- изотоп плутония 239pu, также изотопы 239-242pu в виде смеси с 238u (mox-топливо)

- изотоп тория 232th (посредством преобразования в 233u)

по степени обогащения:

- природный уран

- слабо обогащённый уран

- высоко обогащённый уран

по составу:

- металлический u

- uo2 (диоксид урана)

- uc (карбид урана) и т.д.

Оптически более плотная среда - это среда, в которой скорость распространения света меньше.