Argus | |
---|---|
Tip reactor | Omogen în soluții sărate |
Scopul reactorului | Analiza de activare, producerea de izotopi |
Specificatii tehnice | |
lichid de răcire | Apă |
Putere termala | 20 kW |
Energie electrică | Nu |
Dezvoltare | |
Partea stiintifica | RRC KI |
Construcție și exploatare | |
start | 1981 |
Exploatare | 1981 - prezent |
Reactoarele construite | 2 |
Argus este un reactor nuclear omogen de cercetare și industrial pe soluții de sare . Scopul principal este producerea de izotopi din produse de fisiune a uraniului, cum ar fi molibdenul-99 .
Dezvoltator și producător NPO Krasnaya Zvezda . Singurul reactor care funcționează este exploatat la Institutul Kurchatov . [1] [2] [3] Pentru 2019, construcția este în curs și sunt planificate mai multe.
În scopul analizei probelor geologice , în URSS a fost dezvoltat un reactor foarte simplu, ieftin, sigur și compact . [3] S-a planificat construirea unei rețele întregi de astfel de reactoare în toată țara. Cu toate acestea, au fost construite doar două reactoare: primul reactor de referință la Institutul Kurchatov din Moscova, al doilea a fost construit în Dușanbe (acum Tadjikistan ).
Reactorul de la Institutul Kurchatov a fost lansat în 1981. [4] În 2007, au fost efectuate lucrări pentru prelungirea duratei de viață. În 2014, reactorul a fost trecut de la uraniu foarte îmbogățit la uraniu slab îmbogățit.
Reactorul din Tadjikistan a fost construit în momentul prăbușirii URSS, dar nu a fost lansat. La 14 ianuarie 2016, guvernul Tadjikistanului a aprobat un program pentru restaurarea și utilizarea ulterioară a acestui reactor. [5] Reactorul va fi folosit pentru a produce izotopul Molibden-99 în scopuri medicale. În 2017, Rosatom și Academia de Științe a Republicii Tadjikistan au semnat un Acord de cooperare în domeniul utilizării pașnice a energiei atomice. [6] Se presupune că, în cadrul cooperării pentru 35 de milioane USD până în 2020, Argus-ul din Tadjik va fi restabilit. [2] [3]
Două reactoare „Argus-M” pentru producerea de izotopi medicali ar trebui să fie construite la locul Întreprinderii Unitare Federale de Stat „RFNC-VNIIEF” din Sarov ( regiunea Nijni Novgorod , Rusia ). [2] În 2017 și 2018, Rosatom și administrația orașului au organizat audieri publice privind planurile de construcție. [7] [8] Un centru oncologic important este planificat să fie construit în apropiere. [9] Din februarie 2019 este în derulare procesul de obținere a expertizei de stat de mediu pentru exploatarea instalației. [10] S-au pregătit amplasamentul, instalațiile de comunicații și auxiliare. După primirea expertizei, va începe construcția clădirii reactorului.
Sunt în curs de elaborare planuri pentru construcția reactorului Argus-M în Africa de Sud, pe amplasamentul South African Atomic Energy Corporation (NECSA) din Pelindaba. În 2012 a fost semnat un protocol de intenție, iar în 2016 a fost semnat un acord pentru proiectarea unui complex pe bază de reactor de soluție. [11] [12] Reactorul va fi folosit pentru a produce izotopul Molibden-99 în scopuri medicale. Pentru 2017, se lucrează la proiect. [13] Lucrarea este realizată de JSC State Specialized Design Institute (parte a diviziei științifice a Rosatom).
Reactorul este un rezervor din oțel inoxidabil umplut cu 22 de litri de soluție apoasă de sulfat de uranil UO 2 SO 4 . Circulația soluției este naturală, temperatura de funcționare ~ 80 °C. [1] Conținutul total de uraniu-235 este de aproximativ 2 kg. Rezervorul este răcit de o bobină scufundată în soluția de combustibil. Există trei tije de control cu bor în miez. Rezervorul este înconjurat de un reflector de neutroni din grafit și plasat într-un recipient de beton gros de aproximativ un metru. Există trei canale pentru iradierea probelor în reactor: unul în centru cu o fluență de 10 12 neutroni/cm*sec și două periferice. Disiparea căldurii reactorului de funcționare este de aproximativ 20 kW.
Reactorul este echipat cu un sistem de captare a oxigenului și hidrogenului format în timpul radiolizei apei în miez. [1] [3]
Versiunile nou construite ale reactorului Argus-M presupun creșterea volumului soluției la 28 de litri, creșterea puterii la 50 kW și utilizarea uraniului slab îmbogățit. [2] [3] NPO Krasnaya Zvezda (o divizie a Rosatom ) este proiectantul și producătorul noii versiuni a reactorului .
Reactorul permite utilizarea combustibilului cu diferite îmbogățiri în uraniu-235 . [1] Când utilizați uraniu cu o îmbogățire scăzută, creșteți concentrația de uraniu în soluție. Îmbogățirea reactorului rusesc este de 90%; pentru export, îmbogățirea nu mai mare de 20% va fi folosită pentru a respecta acordurile internaționale. Alimentarea în versiunea de export a reactorului ar trebui să se facă o dată la 10 ani.
Reactorul este autoreglabil, are o siguranță naturală. [1] [3] Pe măsură ce temperatura crește , reactivitatea scade , așa că dacă reactorul este încălzit neautorizat, se va opri singur. Apa din soluție este un moderator, prin urmare, atunci când soluția fierbe, încetinirea neutronilor scade și reactorul este redus la tăcere.
Puterea termică a reactorului este de 20 kW. Degajarea de căldură reziduală imediat după oprire este de 1300 W, iar după o oră scade la 300 W, ceea ce este insuficient pentru deteriorarea termică a reactorului chiar și cu o pierdere completă a răcirii forțate. Datorită puterii reduse, arderea este neglijabilă (se consumă 0,5 grame de uraniu într-un an de funcționare continuă), astfel că reactorul poate funcționa fără realimentare cu combustibil timp de zeci de ani.
Pentru a preveni eliberarea de radioactivitate în afara miezului, presiunea din interiorul reactorului este menținută sub presiunea atmosferică [1] .
Zona sanitară a reactorului este de 50 de metri. [3]
În timpul construcției, reactorul trebuia să fie folosit ca sursă de neutroni pentru analiza activării neutronilor a probelor geologice. [1] [3]
În anii 90, cererea de analiză chimică a probelor geologice a scăzut, iar reactorul a fost folosit în alte scopuri, de exemplu, pentru producerea de izotopi radioactivi artificiali. [1] [3] În primul rând pentru producerea de molibden-99 în scopuri de diagnostic medical. Cererea actuală pentru acest izotop depășește 10.000 Ci pe săptămână. [2]
Avantajul reactoarelor cu soluție este eficiența teoretică ridicată a uraniului în producerea de izotopi de scurtă durată din fragmentele de fisiune de uraniu. [1] Într-un reactor eterogen convențional, izotopi extractibili de scurtă durată sunt produși în ținte speciale. Uraniul țintă este separat de combustibilul reactorului pentru confort tehnologic. În același timp, izotopii de scurtă durată produși în combustibilul uraniu nu pot fi extrași și utilizați eficient din punct de vedere economic. Mai mult decât atât, chiar și uraniul țintă este folosit doar pentru fracțiuni de procent din cauza campaniei scurte de iradiere în producția de izotopi țintă cu viață scurtă. Într-un reactor cu soluție, izotopul produs poate fi extras continuu din întregul volum al miezului. Prin urmare, eficiența producției de izotopi în termeni de uraniu și putere este cu aproximativ două ordine de mărime mai mare decât în reactoarele eterogene. Prin urmare, conceptul de reactoare cu soluție cu extracția continuă a izotopului țintă direct din soluția de combustibil face posibilă obținerea unor cantități semnificative de izotopi chiar și în reactoare de putere mică cu o încărcătură mică de uraniu. Prin urmare, capacitățile lui Argus pentru producerea de izotopi de scurtă durată din fragmente de fisiune de uraniu sunt aproximativ egale cu capacitățile unui reactor eterogen cu o capacitate de zeci de megawați. În același timp, costul construirii și exploatării unui astfel de reactor și a unui complex radiochimic este de multe ori mai mare decât prețul lui Argus. [2]
Problema principală este extracția continuă a izotopului țintă dintr-o soluție foarte activă contaminată cu fragmente de fisiune. În prezent, a fost dezvoltată o tehnologie pentru extragerea molibdenului-99 și a stronțiului-89 dintr-o soluție. Există un proiect pentru un complex de două reactoare cu soluție omogene cu o capacitate de 50 kW fiecare cu o capacitate anuală de producere a 20 mii Ci de molibden-99 și 250 Ki de stronțiu-89 [14] [1] .
Reactoarele nucleare din URSS și Rusia | |||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Cercetare |
| ||||||||||
Industrial și cu scop dublu | Far A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslan" LF-2 ("Lyudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC IAD ADE (-1,-2) | ||||||||||
Energie |
| ||||||||||
Transport | Submarine Apă-apă VM-A VM-4 LA 5 OK-650 metal lichid RM-1 BM-40A (OK-550) nave de suprafață OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Aviaţie Tu-95LAL Tu-119 ‡ Spaţiu Muşeţel Fag Topaz Yenisei | ||||||||||
§ — sunt reactoare în construcție, ‡ — există doar ca proiect
|