Типы исследовательских реакторов

  Реферат по Истории Атомных наук  на тему 

            «Типы исследовательских реакторов» 
 
 
 

                                                                                           Сдал  студент             

Полевщиков

Алексей, группы ф1-01 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Курчатов взял на себя прямое руководство работой  по созданию уран- графитовой системы, выбрав одного из своих бывших учеников,  И.С. Панасюка , в качестве главного помощника. Курчатову не хватало урана для экспериментов. Все, что он мог сделать, - это предложить теоретикам  Лаборатории N 2 рассчитать конструкцию сборки.  Исай Гуревич и Исаак Померанчук разработали теорию гетерогенной сборки, в которой урановые блоки распределялись в графитовом замедлителе в виде решетки.

Такое размещение снижало  вероятность резонансного поглощения нейтронов ураном-238, поскольку уменьшало  возможность столкновения нейтронов  с атомами урана-238 в процессе их замедления, когда вероятность  поглощения была особенно велика. Зельдович  и Померанчук разработали теорию замедления и поглощения нейтронов в графите и на этой основе развили метод контроля чистоты графита. Эта работа была проделана в 1943 г. В январе 1944 г. Померанчук разработал теорию экспоненциальных экспериментов, в которых ключевые измерения могли быть проделаны еще до окончания полной сборки реактора. Курчатов знал, что для создания  экспериментального реактора потребуются годы. Ситуация с пуском котла Ф-1 была критической. Однако Уран из Германии сильно помог в осуществлении пуска реактора.

Реактор был пущен 25 декабря  1946 г. в  ЛИПАН е, под  руководством  Курчатова , это был первый атомный реактор на территории Европы и Азии. См.  рис. 2 и рис. 3. Он представлял собой шар из графитовых блоков с отверстиями, куда загружались блочки из естественного урана или его соединений. Диаметр активной зоны 6 метров. Для постройки реактора пошло 50 т урана и 50 т графита

. ВВР-2 
 
 

Самоподдерживающаяся  управляемая ядерная цепная реакция  была осуществлена в декабре 1942 г. Физики Чикагского университета, возглавляемые  Э. Ферми, построили первый в мире ядерный реактор, названный СР-1. Он состоял из графитовых блоков, между  которыми были расположены шары из природного урона и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после  деления ядер урана, замедлялись  графитом, а затем вызывали новые  деления ядер. 

Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений  происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном. 
 

Реактор ВВР-С был  разработан на основе опытного образца  ВВР-2 «Газовый завод», построенного в  ЛИПАНе (КБ под руководством К.К. Рене). Изготовление всех узлов реактора ВВР-С и комплектация оборудования проводились под эгидой Минсредмаша. Русинову было разрешено повысить мощность, но с условием: «мы поставляем вам комплект ВВР-С, остальное делайте сами».

Одновременно Л.И. Русинов закупил нейтронный генератор  на D-T реакции, на котором начали проводить исследования сперва в Ленинграде. Затем генератор был перевезен в Гатчину. Осенью 1955 г. физтеховцы приехали в Орлову Рощу выбирать место для строительства реактора и ускорителя. Из двух площадок: на берегу Пендиковского озера (между Тосно и п. Шапки) и Орловой Рощей предпочтение было отдано последней.  50 лет назад о существовании Орловой Рощи едва ли кто знал из физтеховцев, да и из жителей Гатчины, закрытой для иностранцев, мало кто там бывал. 

Сейчас названия Гатчина, Орлова Роща известны многим физикам не только в России, но и  за рубежом. И ассоциируется они  с нашим институтом – Петербургским  институтом ядерной физики (ПИЯФ) имени  Б.П. Константинова. Превращение реактора ВВР-С в ВВР-М

Летом 1956 г. в Орловой  Роще началось строительство реактора ВВР-М, хотя самого проекта еще не было. Из-за близко подходивших к  поверхности грунтовых вод на нашей площадке проект ВВР-С пришлось изменить и поднять здание вверх  на один этаж.

Существенным основанием для модернизации стали разработанные  в ВИАМе (Всесоюзном институте авиационных материалов, возглавляемом академиком Р.С. Амбарцумяном), трубчатые твэлы. По сравнению со стерженьковыми ЭК-10, предусмотренными в реакторах ВВР-С и ИРТ, они развивали поверхность теплосъема в 4 раза. При прочих равных условиях используемый нейтронный поток пропорционален удельной мощности, и первый путь его увеличения очевиден. Следующим важным моментом стало освоение промышленного производства бериллия для отражателя. Оба эти фактора, плюс увеличение мощности позволяли на порядок поднять поток тепловых нейтронов. 
 
 
 

Строительство и  монтаж

На «Механическом  заводе» г. Электросталь (тогда п/я А-7340), освоили производство трубчатых твэлов.

Внутренняя часть  корпуса реактора ВВР-С, входившего в комплексную поставку, должна была значительно измениться. Партию корпусов ВВР-С изготавливал Сумский котельный  завод.  За наш корпус, существовавший только в виде техпроекта, завод не взялся. Лев Ильич Русинов договорился о размещении нашего заказа на заводе № 92 в г. Воткинске с условием подключения наших конструкторов и технологов для разработки рабочих чертежей и ведения заказа непосредственно в цехе завода. Сотрудники ФТИ В.П. Родзевич-Белевич, Б.И. Новицкий и К.А. Коноплев работали на заводе в течение нескольких месяцев,  мне тоже довелось неоднократно выезжать на завод. Созданный заводчанами-воткинцами реакторный бак первые 50 лет проработал без замечаний. В 1958 г. требования к качеству изделий оборонного завода были ничуть не ниже современных требований, регламентированных для ядерных установок.

Некоторая заминка  вышла с выбором материала  для отражателя. Изделия из окиси  бериллия имеют большую плотность, чем изделия из металлического бериллия. Но надежной оценки  выигрыша в нейтронном потоке от такой замены мы не имели. Окончательное решение принял Л.И. Русинов, решивший использовать металлический бериллий – «как у американцев на МTR». Этот выбор оказался правильным, так как позднее выяснилось, что окись бериллия быстро разрушается под действием излучения и охлаждения водой. Не имея данных о поведении бериллия, пришлось разработать разборную конструкцию отражателя с системой дистанционной разборки/сборки бериллиевых блоков. Но воспользоваться этой системой за все 50 лет, к счастью, не пришлось. Стойкость бериллия существенным образом зависит от условий изготовления и облучения. Поэтому образцы в активной зоне ВВР-М мы контролируем как минимум раз в год.

Когда проект в целом  был завершен, монтажная контора  Главного управления по использованию  атомной энергии выделила нам  бригаду монтажников и сварщиков  во главе с Исаком Абрамовичем Иоффе. Впоследствии часть из них, в том числе, и И.А.Иоффе остались работать на реакторе. Электротехническую бригаду возглавлял В.Н.Чухнов, также оставшийся в институте.

Наша технологическая  группа контролировала монтаж реакторного  оборудования. В ответственных строительных узлах (насосной станции главного циркуляционного  контура, бетонирования биологической  защиты «тяжелым» бетоном) технологи  принимали участие не только как  контролеры, но и в качестве непосредственных исполнителей.

Так как в техзадании, разработанном в ЛИПАНе, был определен только размер зоны (по аналогии с реактором МТR), нейтронный расчет активной зоны ВВР-М был произведен нашим сотрудником В.А. Шустовым.

Для обслуживания реактора пора было набирать кадры. Отсутствие официальной информации из-за секретности  только подогревало интерес публики. Народ пошел к нам довольно энергично. За прием приходило по 10–15 человек.

Важным моментом стало создание максимально оснащенного  механического цеха. От его работы в дальнейшем зависел успех монтажа  реактора ВВР-М. Так, опорная решетка  реактора и узлы, связанные с конструкцией бериллиевого отражателя, требующие  высокой точности обработки, изготовлялись  в собственном механическом цехе. 
 

Реактор ИРТ-2000 (Исследовательский  Реактор Типовой, проектная тепловая мощность 2000 кВт) расположен в корпусе 17. Предназначен для исследований в областях физики реакторов, нейтронной физики, радиационной физики полупроводников и диэлектриков, радиационного материаловедения, ядерной физики. Также используется для исследований в области медицинской физики, в частности — нейтрон-захватной терапии опухолей. Другая важнейшая роль реактора — учебное пособие для студентов МИФИ.

Кроме собственно МИФИ, реактор ИРТ используется множеством исследовательских учреждений —  ИТЭФ, ФИАН, МГУ, и другими.

Первый пуск реактора ИРТ состоялся 26 мая 1967 года в 23 часа 35 минут, о чем свидетельствует  доска, укрепленная на здании реактора. ИРТ-2000 в МИФИ — первый в мире исследовательский ядерный реактор, работающий на территории высшего учебного заведения.

Реактор ИРТ относится  к реакторам бассейнового типа, в  которых активная зона погружена  в открытую емкость (бассейн), заполненную (обычной или тяжелой) водой. В  данной схеме реактора вода служит одновременно замедлителем и отражателем  нейтронов, охладителем активной зоны и биологической защитой. Такая  конструкция имеет ряд преимуществ. К ним относятся, прежде всего, простота конструкции, обусловленная тем, что  все элементы активной зоны и первого  охладительного контура находятся  под атмосферным давлением, а  также легкость доступа к элементам  реактора и простота обслуживания.

Ядерное топливо  — дисперсная композиция: частицы  диоксида урана распределены в алюминиевой  матрице. Оболочка твэла также алюминиевая. Плотность потока нейтронов (как быстрых, с энергией E >0.8 MeV, так и медленных) в активной зоне — порядка 1013 см-2·c-1. Это значение на порядки меньше тех плотностей потоков, которые достигаются в современных исследовательских реакторах. Но поскольку объем активной зоны очень мал, то даже при такой сравнительно небольшой плотности потока нейтронов достигается желаемый результат   облучения экспериментальных образцов.

Активная зона работающего реактора. Голубое свечение — черенковское излучение быстрых заряженных частиц, вылетающих из активной зоны.

Стеклянная крышка над активной зоной. Внизу в воде и происходит ядерная реакция.

Реактор ПИК —  проект исследовательского ядерного нейтронного  реактора на территории ФГБУ "Петербургский  институт ядерной физики им. Б. П. Константинова", г. Гатчина. Название является аббревиатурой от заглавных букв фамилий учёных — разработчиков проекта: Юрия Викторовича Петрова и Кира Александровича Коноплева. По другой, более официальной версии, аббревиатура расшифровывается как "Пучковый Исследовательский Комплекс".Строительство комплекса на территории института в Гатчине началось в 1976 году.

К 1986 году были построены  здания, закончена значительная часть  монтажных работ, началась наладка  отдельных систем.

Первый пусковой комплекс был завершен в конце 2009 года. С тех пор планировалось  осуществить физический пуск реактора в декабре 2009 года,[1] затем — к  марту 2010 года,[2] затем — в феврале 2011 года,[3] но реактор запущен не был.

Бюджетные ассигнования на завершение реконструкции комплекса  должны составить 6,032 млрд рублей[4]).

В марте 2011 года завершается  подготовка к физическому пуску [5].

Строительство известно как один из старейших российских долгостроев.

Главный конструктор  реактора — ОАО "НИКИЭТ", генеральный  проектировщик — ОАО СПИИ "ВНИПИЭТ".

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.