Исследовательские ядерные реакторы Канальный кипящий графитовый реактор Реакторы водо-водяного типа Реакторы на быстрых нейтронах Промышленные реакторы Легководные реакторы ВВЭР-1500 Гибридный реактор Малые реакторы

В российских (советских) реакторах использовалось топливо трех различных поколений. Степень обогащения повышалась, чтобы достигнуть большей мощности и больших потоков нейтронов. Например, реактор ИРТ-М в Институте физики в Тбилиси (Грузия), созданный в 1959, был первоначально загружен 10%-ным урановым топливом. Когда мощность реактора возросла с 2 до 8 мегаватт, был осуществлен переход на более современное 90%-ное урановое топливо. Плотность топлива также увеличивалась, а геометрия топливных элементов исследовательских реакторов развивалась в направлении увеличения площади поверхности. В большинстве реакторов первоначально использовались топливные стержни. В настоящее время большая часть топливных сборок состоит из топливных элементов в форме трубок и стержней. Существует более 10 видов топлива для исследовательских реакторов (они отличаются по составу, числу элементов и вариантам сборок). Различного вида топливо было произведено для реакторов МР, ИРТ, ВВР-М, ВВР-К, ИВВ-2М, ИР-8, БР-10, ИБР-30, ИР-НИИАР. Различные топливные элементы и сборки отличаются своей геометрией и степенью загрузки ураном. Топливные композиции также существенно отличаются друг от друга. Большинство реакторов используют топливо UO2+Al. Более мощные реакторы (СМ-3, РБТ, ПИК) используют или спроектированы для использования топлива UO2+Сu. Используется также топливо на основе урановых сплавов. Плотности топлива достаточно низкие (1-1,5 г U/см3). (В 1980-1985 было разработано топливо более высокой плотности, 2,5 г U/см3, оно было загружено в ташкентский реактор ВВР-СМ, чешский реактор ЛВР-15, южно-корейский реактор ИРТ-ДПРК и др.). Российские институты, включая ФЭИ, ВНИИНМ, Новосибирский завод по производству топлива и НИИАР, проводят исследования топлива более высокой плотности (3-5 и до 5 г U/см3) на основе сплава урана с молибденом.

Критический стенд - это сборка ядерного реактора, геометрические и физические свойства которой позволяют осуществлять управляемую цепную реакцию деления ядер в заданных условиях. Критическая сборка отличается незначительной мощностью (обычно максимум несколько киловатт), не требующей специально организованного теплоотвода. Критсборка не должна содержать продуктов деления в количествах, опасных для персонала и населения.
Warning: require_once(/pub/home/andrekon1960/nowek/e69027293a254dad2c6f576c5395905eb8f3455a/linkfeed.php) [function.require-once]: failed to open stream: No such file or directory in /pub/home/andrekon1960/nowek/49.php on line 4

Fatal error: require_once() [function.require]: Failed opening required '/pub/home/andrekon1960/nowek/e69027293a254dad2c6f576c5395905eb8f3455a/linkfeed.php' (include_path='.:/usr/local/php5.2/share/pear') in /pub/home/andrekon1960/nowek/49.php on line 4

Подкритический стенд - это устройство для проведения экспериментальных исследований, содержащее размножающую нейтроны среду, состав и геометрия которой обеспечивает затухание цепной реакции в отсутствии посторонних источников нейтронов. В подкритической сборке не должна осуществляться самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Вторичное квантование свободного электромагнитного поля. Взаимодействие атома с квантованным излучением.

В России большинство исследовательских реакторов, критических и подкритических стендов было построено и эксплуатируются с конца 50-х - начала 60-х годов и отличаются как разнообразием типов, так и значительным интервалом мощности (от нескольких ватт до 100 МВт). Исследовательские реакторы мощностью до 100 МВт предназначены главным образом для испытаний материалов и оборудования для атомной энергетики; исследовательские реакторы мощностью до 20 МВт., предназначены для учебных целей, фундаментальных физических исследований и производства радиоактивных изотопов; исследовательские реакторы мощностью до 1 МВт., критические и подкритические стенды практически нулевой мощности, не требующие систем принудительного обычно работают в импульсном режиме.

В Табл. 7 дается перечень ИЯР России, их принадлежность к научно-техническим центрам, основные параметры, показатели по радиационной безопасности и накопленным радиоактивным отходам.

Рис.22 Ядерный исследовательский реактор ИРТ-Т МИФИ

Современные ядерные реакторы России


На главную