РБМК Реакторы водо-водяного типа Сравнение реакторов РБМК и ВВЭР Реакторы на быстрых нейтронах Промышленные реакторы Легководные реакторы Реактор БОР-60 Реактор БРЕСТ Корпусной реактор ПРБЭР-600

Обзор ядерных реакторов, их сравнительные характеристики и типы

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.

В российских (советских) реакторах использовалось топливо трех различных поколений. Степень обогащения повышалась, чтобы достигнуть большей мощности и больших потоков нейтронов.

Исследовательские реакторы мощностью до 20 МВт, предназначенные для физических исследований, учебных целей и производства радиоактивных изотопов.


Тепловой реактор с внутренней безопасностью