Информатика
Математика
Чертежи
Физика
Инженерка
Интегралы
Термех
Решение задач

Черчение

Матанализ
Сопромат
ТОЭ
Энергетика
Курсовая
Искусство
Электроника

Современные ядерные реакторы России

Исследовательские ядерные реакторы

Под исследовательским реактором подразумевается ядерный реактор. предназначенный для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских и других целях, для чего на нем могут применятся экспериментальные устройства.

Исследовательские и испытательные реакторы всегда являлись важным элементом советской ядерной программы. Ранние типы этих реакторов (графитовый реактор Ф-1 в Курчатовском институте и тяжеловодный реактор ТВР в Институте теоретической и экспериментальной физики в Москве) служили прототипами первых советских реакторов для получения плутония и трития. Они были также важным средством для накопления ядерной информации, такой как данные о сечениях, данные о нейтронных спектрах, параметры реакторов, свойства перспективных реакторных материалов. Советские ученые энергично преследовали цель создания мощных исследовательских реакторов, способных на прямое тестирование топливных элементов и других реакторных материалов для использования их в новых реакторных системах, включая генераторы для производства энергии и силовые установки для морских судов и космических кораблей.

Однако стало очевидным, что ученые нуждаются в простых системах, спроектированных специально для проведения основных физических экспериментов и обучения персонала. Корпусный реактор, который использует легкую воду в качестве замедлителя, отражатель, охладитель и верхний защитный экран, стал системой, которой было отдано предпочтение именно для такого применения, и обычно их строили в научно-исследовательских центрах как в СССР, так и в других странах. В таких реакторах активная зона с топливом размещена в нижней части бассейна (обычно это алюминиевый бак) под слоем воды глубиной в несколько метров. Охлаждающая вода проходит через корпус реактора, чтобы удалить тепло. Реакторы оснащены нейтронно-лучевыми трубками, которые достигают активной зоны, а также специальными каналами и контурами для облучения.

Первый реактор такого типа ВВР-2, был построен в Курчатовском институте в 1952-1953 годах. Он производил 300 киловатт энергии и был полезен для общих исследований в области физики нейтронов и исследований различных материалов и конфигураций защитных экранов. На основе опыта, достигнутого с помощью реактора ВВР-2, советские ученые разработали и построили реактор ВВР-С мощностью 2 мегаватта, который был впоследствии сооружен в научно-исследовательских центрах в Советском Союзе и в нескольких государствах Восточной Европы. Этот реактор был предназначен для широкого диапазона работ в области ядерной физики, радиохимии и биологии. Он служил также для мелкомасштабного производства изотопов. Мощность некоторых реакторов ВВР-С была позднее увеличена путем перевода их на топливо с более высоким уровнем обогащения ураном. Другие типы ВВР-реакторов более высокой мощности были спроектированы в конце 50-х годов и начале 60-х годов. Реактор ВВР-М мощностью 10 мегаватт предназначался для производства изотопов высокой активности, проведения экспериментов в области физики нейтронов и исследований процессов облучения материалов. Реакторы ВВР-М были построены в Санкт-Петербурге (1959 года) и Киеве (1960 года). Реактор ВВР-Т мощностью 10-20 мегаватт (который был построен в Алматы и в других местах) был спроектирован для исследований в радиационной химии и в других областях. Реактор типа ИРТ, который был впервые построен в 1957 году, - это другое основное направление создания исследовательских реакторов в Советском Союзе. Первоначально реакторы типа ИРТ были спроектированы на уровень мощности 1 мегаватт, затем их модифицировали, повысив мощность до 2-5 мегаватт и более. ИРТ-реакторы очень просты по конструкции, имеют низкую стоимость и ими легко управлять. Благодаря этим качествам, они стали широко использоваться для общих исследований на реакторах и для обучения персонала.


Электротехника

На главную