Дослідницький реактор
Дослідницький реактор — це ядерний реактор, який служить переважно як джерело нейтронів. Їх також називають неенергетичними реакторами, на відміну від енергетичних реакторів, які використовуються для виробництва електроенергії, генерації тепла або у якості морської рушійної установки.
Мета[ред. | ред. код]
Нейтрони, вироблені дослідницьким реактором, використовуються для дослідження розсіювання нейтронів[en], неруйнівного контролю, аналізу та випробування матеріалів[en], виробництва радіоізотопів, досліджень та інформаційно-просвітницької діяльності з громадськістю. Дослідницькі реактори, які виробляють радіоізотопи для медичного або промислового використання, іноді називають ізотопними реакторами. Нині реактори, оптимізовані для експериментів, конкурують із джерелами на реакціях сколювання.
Технічні аспекти[ред. | ред. код]
Дослідницькі реактори простіші, ніж енергетичні, і працюють при нижчих температурах. Їм потрібно набагато менше палива, і набагато менше продуктів поділу накопичується під час використання палива. З іншого боку, їхнє паливо вимагає більше високозбагаченого урану, як правило, до 20 % U-235, хоча деякі використовують 93 % U-235; в той час як 20 % збагачення, як правило, не вважається придатним для використання у ядерній зброї, 93 % зазвичай називають «збройним класом». Вони також мають дуже високу щільність потужності в ядрі, що вимагає особливих конструктивних особливостей. Як і у енергетичних реакторах, активна зона потребує охолодження, як правило, природної або примусової конвекції води, і сповільнювач необхідний для уповільнення швидкостей нейтронів і посилення поділу. Оскільки виробництво нейтронів є їх основною функцією, більшість дослідницьких реакторів користуються відбивачами, щоб зменшити втрати нейтронів з активною зоною.
Переведення на низькозбагачений уран[ред. | ред. код]
Міжнародне агентство з атомної енергії та Міністерство енергетики США ініціювало програму в 1978 році з розробки засобів перетворення дослідницьких реакторів з використанням високозбагаченого урану (ВЗУ) для використання низькозбагаченого урану (НЗУ), на підтримку своєї політики нерозповсюдження.[1][2] До того часу США поставили дослідницькі реактори та високозбагачений уран у 41 країну в рамках своєї програми Атом заради миру[en] . У 2004 році Міністерство енергетики США продовжило програму прийому відпрацьованого ядерного палива закордонних дослідницьких реакторів до 2019 року.[3]
Станом на 2016 рік у звіті Національних академій наук, інженерії та медицини[en] робиться висновок, що переведення всіх дослідницьких реакторів на НЗУ не може бути завершено не раніше 2035 року. Частково це пояснюється тим, що розробка надійного палива з НЗУ для дослідницьких реакторів із високим потоком нейтронів, яке не виходить з ладу через набухання, була повільнішою, ніж очікувалося.[4] Станом на 2020 рік залишилося 72 дослідницькі реактори з високозбагаченим ураном.[5]
Конструктори та проектувальники[ред. | ред. код]
У той час як у 1950-х, 1960-х і 1970-х роках існувала низка компаній, що спеціалізувалися на проектуванні та будівництві дослідницьких реакторів, згодом діяльність цього ринку охолола, і багато компаній вийшли.
Сьогодні ринок об'єднався в кілька компаній, які зосереджують ключові проекти по всьому світу.
Останній міжнародний тендер (1999) на дослідницький реактор був організований ANSTO[en] на проектування, будівництво та введення в експлуатацію OPAL[en]. Чотири компанії пройшли попередню кваліфікацію: AECL, INVAP, Siemens та Technicatom. Проект був переданий компанії INVAP, яка будувала реактор. В останні роки AECL вийшла з цього ринку, а діяльність Siemens і Technicatom було об'єднано в AREVA.
Класи дослідницьких реакторів[ред. | ред. код]
- Водний гомогенний реактор[en]
- Реактор класу "Аргонавт"[en]
- Клас DIDO[en], шість реакторів високого потоку по всьому світу
- TRIGA[en], дуже успішний клас із >50 установками по всьому світу
- Клас SLOWPOKE[en], розроблений AECL, Канада
- Мініатюрний реактор-джерело нейтронів[en], заснований на конструкції SLOWPOKE, розробленої AECL, зараз експортується Китаєм
Див. також[ред. | ред. код]
Примітки[ред. | ред. код]
- ↑ CRP on Conversion of Miniature Neutron Source Research Reactors (MNSR) to Low Enriched Uranium (LEU). Nuclear Fuel Cycle & Waste Technology. International Atomic Energy Agency. 13 January 2014. Архів оригіналу за 6 січня 2018. Процитовано 25 October 2015.
- ↑ Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. National Nuclear Security Administration. Архів оригіналу за 29 жовтня 2004.
- ↑ U.S. Foreign Research Reactor Spent Nuclear Fuel Acceptance. National Nuclear Security Administration. Архів оригіналу за 22 вересня 2006.
- ↑ Cho, Adrian (28 січня 2016). Ridding research reactors of highly enriched uranium to take decades longer than projected. Science. Архів оригіналу за 5 серпня 2020. Процитовано 13 квітня 2020.
- ↑ IAEA highlights work to convert research reactors. World Nuclear News. 24 лютого 2020. Архів оригіналу за 25 лютого 2020. Процитовано 13 квітня 2020.
Джерела[ред. | ред. код]
- WNA Information Paper # 61: Research Reactors [Архівовано 28 лютого 2013 у Wayback Machine.]
- Nuclear Nonproliferation: DOE Needs to Take Action to Further Reduce the Use of Weapons-Usable Uranium in Civilian Research Reactors [Архівовано 24 вересня 2015 у Wayback Machine.], GAO[en], July 2004, GAO-04-807
- IAEA searchable list of Nuclear Research Reactors in the world [Архівовано 31 березня 2022 у Wayback Machine.]
- The National Organization of Test, Research, and Training Reactors, Inc. [Архівовано 23 березня 2022 у Wayback Machine.]
- NMI3 — EU-FP7 Integrated Infrastructure Initiative for Neutron Scattering and Muon Spectroscopy [Архівовано 11 листопада 2013 у Wayback Machine.]