Просмотр кода страницы Ядерный реактор ИРТ-1000

[[Файл:Учебный ядерный реактор ТПУ.jpg|300px|right|thumb|]]
[[Файл:Исследовательскии ядерный реактор..JPG|300px|right|thumb|]]
[[Файл:В пультовой ядерного реактора. (2).jpg|300px|right|thumb|В пультовой ядерного реактора]]
[[Файл:Пульт реактора..jpg|300px|right|thumb|Пульт реактора]]
[[Файл:Строительство реактора и очистных. 1961 г..jpg|300px|right|thumb|Строительство реактора и очистных сооружений, 1961 г.]]
[[Файл:Бак ректра. (2).jpg|250pxright|thumb|Бак реактора, 1960-е годы]]
[[Файл:Бак ядерного реактора..jpg|250px|right|thumb|Бак реактора, 1960-е годы]]
[[Файл:3a7b521f51fd732b78ed3ca762dfdb82 .jpg|250px|right|thumb|]]
'''Учебно-исследовательский ядерный реактор ИРТ-1000 НИИ ЯФ при ТПУ''' – единственный на территории Сибири и Дальнего Востока, на нем проводятся исследования, связанные с изучением природных ресурсов, развития производительных сил, практической медицины региона. Находится в поселке [[Спутник (поселок)|"Спутник"]] Томской области.

==История создания реактора==

Строительство исследовательского ядерного реактора ИРТ-1000 [[Научно-исследовательская работа в ТПИ в 1960-70-е гг.|было начато]] в 1961 г. в соответствии с постановлением Совета Министров СССР от 24.08.1957 г. и письмом–заказом Минвуза СССР от 18.01.1958 г. № КО-3/143. Решение о строительстве первого и единственного в Сибири реактора было принято по инициативе ректора ТПИ [[Воробьев Александр Акимович|А.А. Воробьева]] и директора [[НИИ ядерной физики при ТПУ|НИИ ЯФ]] [[Чучалин Иван Петрович|И.П. Чучалина]]. Оно стало возможным благодаря активной поддержке со стороны академика И.В. Курчатова.
22.07. 1967 г. был произведен физический пуск реактора, который, как и его вывод на мощность, провела бригада из Института атомной энергии им. И.В. Курчатова под руководством П.М. Егоренкова.

==Описание==

Реактор ИРТ-1000 представляет собой гетерогенный реактор, работающий на тепловых нейтронах. Замедлителем, теплоносителем, верхней защитой служит вода, материалом отражения – графит. 

Индий-галлий-оловянный контур позволяет получить чистое монохроматическое гамма-излучение большой интенсивности. 

В июле 1977 г. реактор был остановлен на реконструкцию, завершенную в 1984г., в результате которой значительно расширились экспериментальные возможности аппарата: была увеличена мощность до 6  М Вт. 

Среднепоточный исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т ГОУ ВПО НИ ТПУ (6 МВт), несмотря на небольшие размеры активной зоны, имеет 14 вертикальных экспериментальных каналов (ВЭК) и 10 горизонтальных каналов (ГЭК), что существенно больше, чем на более мощных исследовательских реакторах. Все это позволяет одновременно проводить облучение большого количества мишеней. Соответственно, стоимость их облучения снижается в разы. Кроме того, уникальной особенностью реактора ИРТ-Т является то, что в его нейтронном спектре содержится много резонансных нейтронов за счет использования бериллиевого замедлителя и удачной компоновки бериллиевых ловушек в зоне центральных каналов. Технические характеристики: Замедлитель – вода; Отражатель – бериллий-вода; Горизонтальные каналы – 10 шт.; Вертикальные каналы – 14 шт.; Экспериментальных установок- ; Мощность – 6 МВт; Плотность тепловых нейтронов – 1,7•1014 н/см2с; Плотность быстрых нейтронов – 2,0 •1013 н/см2с; Среднее время работы на мощности в год – 3500 часов; Имеется возможность (исходя из технических характеристик модернизированных контуров охлаждения) увеличить мощность ядерного реактора, а соответственно и плотность потоков, в два раза (12 МВт).

==Научные исследования==

'''Основные направления исследований''':

Подготовка специалистов для предприятий атомной энергетики, ядерного топливного цикла; Развитие производительных сил региона (поиск и разведка месторождений рудных и нерудных полезных ископаемых, нефти и газа); Работы в области нейтронно-активационного анализа; Проведение радиационных испытаний новых материалов; Проведение мониторинга состояния и динамики загрязнения природной среды; Получение новых материалов с заданными свойствами (анализ и легирование чистых и особо чистых веществ, производство радиофармацевтических препаратов для ранней диагностики онкологических, кардиологических и других болезней); Получение кристаллических веществ с заданными оптическими свойствами.

Развитие исследований в области нейтронно-активационного анализа на базе ядерного реактора обусловлено значительным ростом потребностей в нем учреждений, промышленных предприятий и геологических организаций Сибири и Дальнего Востока. Используемые методы позволяют, с одной стороны, измерять ультрамалые концентрации элемента в веществе, а с другой – решать вопросы массового экспрессного анализа.
Они помогают решать ряд задач, связанных с развитием производительных сил региона:

- поиск и разведка новых месторождений нефти и газа, благородных и редких металлов;

- гидрогеохимические и геохимические проблемы, связанные с разведкой и эксплуатацией нефтяных и газовых месторождений Западной Сибири;

- квалифицированное использование сырья, его переработки, повышение качества товарных нефтепродуктов;

-охрана окружающей среды и др.

Применение найтронно-активационного метода определения ультрамалых количеств золота позволяет успешно и эффективно решать вопросы геологии, геохимии и минералогии, генезиса золоторудных месторождений, изучать условия их образования. По разработанным в [[НИИ ядерной физики при ТПУ|НИИ ЯФ]] при ТПУ методикам определения золота  с использованием реактора были выполнены  десятки тысяч анализов геохимических проб горных пород и минералов по заказам различных научных и производительных учреждений Сибири и Дальнего Востока, практически всех институтов СО АН геологического профиля и территориальных геологоуправлений региона.

С первых дней создания Томского реакторного центра на нем проводились работы по использованию ядерно-физических методов для анализа тугоплавких, полупроводниковых, сверхпроводниковых материалов и сплавов. Как для изучения этих материалов, так и для создания на их основе изделий используется весь имеющийся в НИИ ЯФ ТПУ, помимо ядерного реактора, уникальный комплекс ядерно-физических установок.

С 1976 г. сотрудниками [[НИИ ядерной физики при ТПУ|НИИ ЯФ]] ТПИ, ТМИ, ТГУ, СФ ОНЦ АМН и др. выполнялись комплексные исследования влияния техногенных факторов на здоровье человека и на состояние биосферы. Эта программа включает в себя изучение техногенных ингридиентов в объектах среды, некоторых индикаторных растениях, сельскохозяйственных продуктах, микроэлементных сдвигов в организме животных и человека в регионах, различно удаленных от промышленного центра.

Разработанные в институте методы нейтронного анализа определения микроэлементов нашли применение при изучении состояния и динамики загрязнения техногенными элементами окрестностей г. Томска, зоны Южного Прибайкалья, зоны КАТЭК.

С пуском ядерного реактора появилась возможность организации в г. Томске выпуска радионуклида технеция-99 (производство этого короткоживущего изотопа является проблемным) и радиофармпрепаратов на его основе.

'''Наиболее значимые научные результаты исследований на реакторе''':

Разработаны и внедрены методы мониторинга состояния и динамики загрязнения природной среды; Разработаны и внедрены способы получения новых материалов с заданными свойствами (анализ и легирование чистых и особо чистых веществ, производство радиофармацевтических препаратов для ранней диагностики онкологических, кардиологических и других болезней); Разработаны и внедрены способы получения кристаллических веществ с заданными оптическими свойствами.
В результате реконструкций реактор имеет разрешенный срок эксплуатации до 2034 г. В настоящее время имеются планы перевода реактора на мощность 12 МВт.

Первоначально активная зона загружалась ТВС ЭК-10 с 10% обогащением по
U235. После проведенной реконструкции активной зоны в 1971 г. стали использоваться ТВС ИРТ-2М, а с 1979 г. — ТВС ИРТ-3М с 90% обогащением по U235 и бериллиевым отражателем. В настоящее время активная зона формируется из восьми шести-трубных и двенадцати восьми-трубных ТВС содержащих 309 г и 352 г U235 соответственно. Общая масса U235 в активной зоне 6,7 кг. Если среднее время работы реактора на мощности в год составляет 3500 часов, то годовая потребность в U235 составляет 2,2 кг.

Реактор ИРТ-Т входит в число тех шести ИР в отношении которых ведется
предварительное исследование о возможности конверсии в соответствии с российско-американским соглашением. Целесообразно отметить также, что реконструкция и модернизация реактора ИРТ-Т включена в перечень мероприятий ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 г. и на период до 2015 г.». Владелец реактора Томский политехнический университет совместно с Арагонской национальной лабораторией (США) изучают возможность перевода реактора на низкообогащенное топливо. Предварительные результаты показывают, что переход на низкообогащенное уран-молибденовое
топливо приведет к существенному ужесточению нейтронного спектра, что исключает возможность использования реактора для легирования кремния.

==Студенческая практика==

Реактор используется для подготовки специалистов в области разработки и эксплуатации ядерных установок, а также для решения научных
и практических задач в области ядерной физики, нейтронно-активационного
анализа, радиационной физики и химии, ядерной медицины. Реактор используется также для выполнения заказов по легированию кремния, доход от выполнения которых составляет значительную часть средств, необходимых для поддержания нормальной работы реакторной установки.

Студенты [[Физико-технический факультет ТПУ|физико-технического факультета]] ТПУ получили уникальную возможность проходить обучение, практикумы, заниматься научно-исследовательской работой на современном, настоящем исследовательском ядерном реакторе. Многие выпускники [[Физико-технический факультет ТПУ|ФТФ]], пройдя стажировку на ИРТ-1000, после окончания института легко вливались в коллективы инженерно-технического персонала атомных электростанций России и СНГ. Здесь, на ИРТ-1000, учат культуре обращения с радиоактивными элементами, основам ядерной и радиационной безопасности, системному дозиметрическому и радиометрическому контролю радиационной обстановки как внутри реакторного помещения, так и на территориях, прилегающих к реакторному комплексу. На ядерном реакторе обучаются не только студенты ФТФ, но и студенты других факультетов ТПУ.

==Источники, литература==

1. Становление и развитие научных школ [[ТПУ|Томского политехнического университета]]: Исторический очерк/Под ред. [[Похолков Юрий Петрович|Ю.П. Похолкова]], [[Ушаков Василий Яковлевич|В.Я. Ушакова]]. – Томск: ТПУ, 1996. – 249с.

2. [[Гагарин Александр Вячеславович|Гагарин А.В.]], Сергеевых Г.П. «Профессора [[ТПУ|Томского политехнического университета]]». Т.3,ч.2. Томск: Изд-во ТПУ, 2006. 

3. Материалы фондов Комплекса музеев Томского политехнического университета.
==Ссылки==

http://www.ckp-rf.ru/usu/73568/

http://www.armscontrol.ru/pubs/conversion-of-research-reactors-in-russia.pdf

https://vtomske.ru/details/191752-raspad-urana-i-svet-vo-tme-za-kulisami-yadernogo-reaktora