Большая Советская энциклопедия - исследовательский реактор

(ИР)

ядерный реактор, который, являясь источником нейтронного и γ-излучений, предназначен для широкого круга исследований в различных областях науки и техники.

На ИР проводят исследования в области ядерной и нейтронной физики, физики твёрдого тела, ядерной и радиационной химии, материаловедения, биологии, медицины; испытывают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) проектируемых энергетических реакторов и конструкционные материалы для реакторостроения. На ИР разработан метод активационного анализа, позволяющий исследовать состав образцов всевозможных материалов без их разрушения и обнаруживать минимальные количества (до 10^-6 мкг) химических элементов. ИР используются для получения радиоактивных изотопов.

ИР имеют активную зону, которая содержит делящийся материал, а реакторы на тепловых нейтронах — ещё и замедлитель нейтронов (обычная или тяжёлая вода, графит, бериллий и т. д.). В активной зоне обеспечивается теплоотвод. Вокруг активной зоны имеется отражатель нейтронов. Реактор окружен биологической защитой, которая может быть пронизана трубами для вывода нейтронных пучков. Для получения мощного потока тепловых нейтронов без примеси быстрых используют устройство, называемое тепловой колонной. Эта колонна — из хорошего замедлителя (чаще всего графита), одним концом расположена непосредственно у активной зоны, а другой её конец выведен в помещение, доступное для проведения экспериментов. Для загрузки испытуемых материалов внутрь активной зоны предусматриваются специальные приспособления или каналы. На рис. 1 показан вертикальный разрез советского ИР ВВР-М, предназначенного для работ по ядерной физике, радиохимии, радиобиологии и т. д.

По спектру нейтронов в активной зоне ИР, как и ядерные реакторы вообще, делятся на реакторы на быстрых и тепловых нейтронах. Большинство ИР — реакторы на тепловых нейтронах, в основном гетерогенного типа, т. е. топливные элементы чередуются в определенном порядке с замедлителем. Различают ИР с низким, средним и высоким потоком нейтронов в активной зоне в общем диапазоне 10¹²—10¹⁵ нейтронов/(см²·сек). Для кратковременного увеличения потока нейтронов до более высоких значений без увеличения средней мощности реактора и соответствующего усложнения системы теплосъёма предназначаются импульсные ИР. Например, советский импульсный реактор на быстрых нейтронах (ИБР) при средней мощности 3 квт в момент вспышки цепной реакции позволяет получить поток нейтронов в максимуме импульса 1,3․10¹⁸ нейтронов/(см²·сек) с мгновенной мощностью 23 Мвт. Для создания избыточной реактивности служит вращающийся между топливными стержнями диск, в который запрессован кусок урана-235. ИБР предназначен для изучения физики твёрдых тел и жидкостей и нейтронной спектрометрии.

По конструкции активной зоны различают ИР: корпусного типа (СМ-2 в СССР и ETR в США); корпусного типа, погруженные в бассейн (BR-2 в Бельгии); канального типа (РФТ в СССР).

Активные зоны ИР корпусного типа наиболее компактны и поэтому обладают лучшими физическими характеристиками; реакторы, погруженные в бассейн с водой, наиболее безопасны, так как все работы с радиоактивными изделиями ведутся через слой воды; реакторы канального типа удобны в смысле размещения и замены испытуемых элементов или образцов. Однако все три типа ИР имеют существенный недостаток: в них затруднён доступ к активной зоне или в межканальное пространство, что усложняет проведение исследований.

В СССР разработан 4-й вид ИР — реактор канального типа, в котором активная зона с рабочими каналами и трубопроводами погружена в бассейн с водой. Такому реактору присущи достоинства ИР канального и погружного типа. К этому типу ИР относится пущенный в 1963 в Москве реактор МР, предназначенный главным образом для испытаний ТВЭЛ и материалов. При мощности 20 Мвт в центральной нейтронной ловушке, представляющей собой цилиндр диаметром 100 мм, заполненный водой, достигается поток тепловых нейтронов 8․10¹⁴ нейтронов/(см² ·сек). К 1968 мощность реактора увеличена до 40 Мвт. Рабочие каналы с трубчатыми ТВЭЛ, внутрь которых устанавливают образцы материалов для облучения, охлаждаются водой под давлением. В качестве замедлителя используются бериллиевые блоки. В реактор можно загрузить до 25 экспериментальных петлевых каналов. Приводы стержней управления выполнены на передвижной тележке для облегчения доступа к активной зоне при перегрузочных работах. Бассейн реактора соединён шлюзом с бассейном-хранилищем, где помещена γ-облучательная установка, в которой используют в качестве источника излучений отработавшие топливные сборки. На рис. 2 показан разрез реактора МР с бассейном-хранилищем. В г. Димитровграде (СССР) работает ещё более мощный ИР такого типа — МИР. В этом реакторе может быть достигнут поток нейтронов 1,5․10¹⁵ нейтронов/(см²·сек).

За рубежом работает несколько сотен ИР различных типов. Например, корпусной тяжеловодный реактор DIDO (Великобритания) для производства изотопов и испытаний реакторных материалов; графитовый реактор PCTR (США) для исследований физических констант; погружной реактор с обычной водой FRI-1 (ФРГ) для исследований в области нейтронной физики, химии, биологии и медицины и т. д.

Каждый ИР используется для обширного комплекса исследований, однако опыт создания и использования ИР в СССР и за рубежом показывает, что целесообразнее сооружать ИР, специализированные в определённых областях исследований.

Лит.: Обзор работ по исследовательским реакторам и их использование в СССР, М., 1967 (III Международная конференция по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1964. Доклад № 296); Куц Х., Использование и потенциальные возможности исследовательских реакторов, М., 1967 (там же, Доклад № 194).

В. П. Василевский.

Рис. 1. Схематический разрез исследовательского реактора ВВР-М: 1 — ввод воды; 2 — отвод воды; 3 — экспериментальный канал; 4 — бак активной зоны; 5 — тепловая колонна.

Рис. 2. Схематический разрез бассейна реактора МР и бассейна-хранилища: 1 — выгруженный из реактора рабочий канал с ТВЭЛ; 2 — бассейн-хранилище; 3 — ворота шлюза; 4 — бассейн реактора; 5 — приводы стержней управления; 6 — активная зона.

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

1969—1978