42. Исследовательские реакторы

Исследовательский реактор представляет собой ядерный реактор, используемый для проведения фундаментальных и прикладных исследований; является источником нейтронов и гамма-излучения для облучения материалов и ядерного топлива.

К исследовательским реакторам относится широкий спектр гражданских и коммерческих установок, которые, как правило, не используются для производства электроэнергии. Иногда в эту категорию также включают экспериментальные реакторы, которые могут оказаться мощнее, чем непосредственно исследовательские.

Первоочередная задача исследовательских реакторов — обеспечить источник нейтронов для исследования и других целей, а процесс их выработки в виде пучков может розниться в зависимости от целей. Спектр задач, которые ставятся перед этими установками, широкий, включая анализ и тестирование материалов, производство радиоизотопов.

Среди сфер применения — атомные отрасли, термоядерные исследования, изучение окружающей среды, развитие новых материалов, разработка лекарственных препаратов и ядерная медицина.

По данным Международного агентства по атомной энергии на сегодняшний день во всем мире работает около 240 исследовательских реакторов, еще около 360 уже было остановлено и выведено из эксплуатации.

Импульсный исследовательский реактор ИГР является высокотемпературным, самогасящимся, уран-графитовым, гомогенным реактором на тепловых нейтронах. Из импульсных реакторов большой интегральной мощности реактора ИГР обладает самым высоким флюенсом нейтронов в экспериментальной полости диаметром 228 мм и высотой 3825 мм. Широкая возможность сочетания эксплуатационных характеристик реактора, пневмогидравлического стенда и петлевых установок, а также многолетний опыт эксплуатации показывают, что реакторный комплекс ИГР является одним из лучших инструментов для решения задач, связанных с динамическими испытаниями объектов ядерной техники. Наиболее крупные (многолетние) программы исследований и испытаний, выполненные на реакторе ИГР, были связаны с

• термичностью ядерного топлива по программе создания ядерного ракетного двигателя (ЯРД);

• радиационной стойкостью электронной аппаратуры и элементов автоматики космических и воздушных летательных аппаратов;

• отработкой режимов запуска наземных прототипов ЯРД;

• динамикой реактора при реактивностях до 5 ßэф.;

• отработкой систем регулирования импульсных реакторов;

• определением выхода и осаждения продуктов деления в различных экспериментальных устройствах;

• определением пределов работоспособности твэлов и ТВС с топливом различного компонентного состава и назначения – космического, транспортного, исследовательского и энергетического.

43. Ядерный топливный цикл. Открытый и закрытый топливный цикл

Ядерный топливный цикл- это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая производство электроэнергии) и кончая удалением радиоактивных отходов. В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

Ядерным топливом для реакторов является уран. Поэтому все стадии и процессы ядерного топливного цикла определяются физико-химическими свойствами этого элемента.

Для атомной энергетики различают два вида ЯТЦ — открытый (разомкнутый) и закрытый (замкнутый).

Замкнутый ядерный топливный цикл - ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива. Этапы замкнутого ЯТЦ включают выдержку отработанного ядерного топлива на территории АЭС в течение 3–10 лет; временное контролируемое хранение ОЯТ в автономных хранилищах при радиохимическом заводе (сроком до 40 лет), переработку ОЯТ с выделением из него отдельных (или суммы) делящихся нуклидов и продуктов деления, представляющих коммерческий интерес, отверждение и захоронение отходов. Переработка отработанного ядерного топлива даёт определённые экономические выгоды, восстанавливая неиспользованный уран и вовлекая в энергетику наработанный плутоний. При этом уменьшается объем высокорадиоактивных и опасных отходов, которые необходимо надлежащим образом хранить, что также имеет определенную экономическую целесообразность. В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1% плутония. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения, оно может быть смешано с обедненным ураном и поставляться в виде свежих топливных сборок для загрузки в реакторы. Его можно использовать для загрузки и в реакторы- размножители (коверторы и бридеры).

В разомкнутом (открытом) ЯТЦ отработанное ядерное топливо считается высокоактивными радиоактивными отходами и вместе с остаточными делящимися изотопами исключается из дальнейшего использования – поступает на хранение или захоронение. Поэтому разомкнутый ЯТЦ характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (до 1%). Незамкнутый ядерный топливный цикл - ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, не перерабатывается и рассматривается как радиоактивные отходы.

Преимущества:

1. Отсутствует основной источник загрязнения окружающей среды радионуклидами — радиохимический завод, то есть отсутствует наиболее радиационно опасное производство.

2. Радиоактивные вещества постоянно находятся в твёрдом состоянии в герметичной упаковке (в ОТВС), не происходит их «размазывание» по огромным площадям в виде растворов, газов при «штатных» и нештатных выбросах и т. д.

3. Исчезают все проблемы, связанные со строительством и будущим выводом из эксплуатации радиохимического завода: финансовые и материальные затраты на строительство и эксплуатацию завода, в том числе на зарплату, электро-, тепло-, водоснабжение, на огромное количество защитного оборудования и техники, химических реагентов, агрессивных, ядовитых, горючих и взрывоопасных веществ.