133 804
правки
Ядерный реактор ИРТ-1000: различия между версиями
Перейти к навигации
Перейти к поиску
нет описания правки
Pvp (обсуждение | вклад) Нет описания правки |
Pvp (обсуждение | вклад) Нет описания правки |
||
| Строка 3: | Строка 3: | ||
==История создания реактора== | ==История создания реактора== | ||
Строительство исследовательского ядерного реактора ИРТ-1000 было начато в | Строительство исследовательского ядерного реактора ИРТ-1000 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 ЯФ [[Чучалин Иван Петрович|И.П. Чучалина]]. Оно стало возможным благодаря активной поддержке со стороны академика И.В. Курчатова. | ||
22.07. 1967г. 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. | 22.07. 1967г. 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. | ||
| Строка 12: | Строка 12: | ||
Индий-галлий-оловянный контур позволяет получить чистое монохроматическое гамма-излучение большой интенсивности. | Индий-галлий-оловянный контур позволяет получить чистое монохроматическое гамма-излучение большой интенсивности. | ||
В июле | 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). | 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). | ||
| Строка 37: | Строка 37: | ||
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 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 | С 1976 г. сотрудниками 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. | 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. | ||