Третий Всероссийский конкурс научно-образовательных проектов

 

                                    «Энергия будущего – 2005»

 

 

 

Конкурсная работа

 

 

Перспективы развития исследований в ядерной  области на примере

Петербургского Института Ядерной Физики им. Б. П. Константинова

 

 

Шифр работы: 01009

 

Автор работы:  

Соколов Артём Андреевич

 

г. Гатчина, Ленинградская  область

МОУ «Лицей № 3», 10  класс

 

Научный руководитель:

Шишкина Марина Николаевна -

учитель физики МОУ «Лицей № 3»

 

 

 

 

 

 

 

Гатчина

 

 2005

 

 

                        

                                                 Содержание

 

 

Введение ……………………………………………………………    3

 

 Глава I. Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова

 

1.      1.   Краткая историческая справка …………………………….4

1.     2.   Основные результаты деятельности института……………6

1.     3.   Международное сотрудничество…………………………...6

 

Глава II. Водо – водяной реактор модернизированный (ВВР-М)

 

2.     1. Характеристика района и площадки реактора ВВР-М………7

2. 2.  Общее описание непосредственно реактора и оборудование активной зоны…………………………………………………………………...9

2.     3. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности…10

2. 4.  Проект модернизации реактора………………………………...12

 

Глава III. Высокопоточный исследовательский пучковый реактор  (ПИК)

 

3. 1. Источники нейтронов: положение в мире и в России…………..13

3. 2. Реактор ПИК – параметры и возможности………………………16

3. 3. Проектные параметры…………………………………………….18

3. 4. Научная программа и экспериментальная база…………………20

3.     5. Реактор ПИК – возможности прикладных работ……………… 21

 

Заключение………………………………………………………………23

 

Литература……………………………………………………………….24

 

Приложение………………………………………………………………25

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

Нейтронное излучение является универсальным инструментом научных исследований в физике, химии, биологии, геологии, материаловедении, медицине, технологии производства полупроводниковых материалов, промышленности и т.д. Расширяются как сферы применения - от изучения фундаментальных свойств самого нейтрона и его взаимодействия с ядрами и веществом, до нейтронной терапии, так и характер работ - от чисто научных исследований до современных методов технологического контроля.

Нейтроны обладают рядом преимуществ, которые являются весьма существенными.

Во- первых, при той же длине волны нейтроны, из-за наличия у них массы, обладают энергией, значительно меньшей, чем рентгеновские и гамма – лучи, и эта энергия оказывается сравнимой с энергией тепловых колебаний атомов и молекул в веществе, что даёт возможность изучать не только усреднённую статическую атомную структуру вещества, но и динамические процессы, в нём происходящие.

Во-вторых, нейтрон обладает магнитным моментом, и это позволяет изучать  магнитную структуру и магнитные возбуждения.

В-третьих, нейтроны взаимодействуют с атомными ядрами, а не с электронами оболочки атомов, как рентгеновские и гамма – лучи, что обуславливает их значительно большую «контрастность» (чувствительность) в различении атомов близко расположенных в таблице Менделеева элементов.

Кроме того, нейтроны электрически нейтральны, и их взаимодействие с ядрами является слабым, что позволяет нейтронам достаточно глубоко проникать в вещество – и в этом их существенное превосходство по сравнению с пучками других заряженных элементарных частиц.

Эти и другие качества нейтронного излучения делают его весьма универсальным инструментом исследования конденсированных сред, имеющих широкий спектр применения в различных областях науки: физике. химии, биологии, геологии, материаловедении, не говоря уже о возможностях использования в медицине, промышленности и других отраслях.

Однако все эти возможности даны природой «не просто так»: сооружение современного источника нейтронного излучения  - весьма дорогостоящая вещь. Тем не менее, сегодня ни одна сколь - нибудь развитая страна (не говоря уже о великих державах) не может позволить себе отказаться от перспектив, связанных с использованием нейтронных методов, а значит – от строительства нейтронных источников.

Данное исследование посвящено анализу работы действующего с 1959 года ВВР-М  и перспективам развития высокопоточного исследовательского реактора ПИК находящихся в ПИЯФ им. Б. П. Константинова. Работа данных установок непосредственно связана  с  источники горячих, холодных и ультрахолодных нейтронов.

 

Глава I. Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова

 

1. 1. Краткая историческая справка

 В 1954 г. в одном из богатых достопримечательностями пригородов Ленинграда, в старинном городке Гатчина, началось строительство филиала Физико – технического института им. А. Ф. Иоффе АН СССР, в котором должны были быть сосредоточены исследования в области ядерной физики. Уже в конце 1959 года был пущен исследовательский реактор ВВР-М. Вкратце история его создания такова.

Научный руководитель реактора Л. И. Русинов, ученик Курчатова, был совсем неудовлетворён параметрами серийного реактора ВВР-С, первоначально предназначавшегося для ФТИ. Он поставил задачу перед своими единомышленниками в кратчайшие сроки модернизировать реактор и в несколько раз поднять нейтронный поток. В самом начале 1956 г. в ЛИПАН, сегодня это РНЦ «Курчатовский институт», была направлена небольшая группа физиков и инженеров ФТИ, которая вместе с сотрудниками ЛИПАНа к концу года успешно решила поставленную перед ними нелёгкую задачу. Реактор был построен и пущен в рекордные по нынешним временам сроки – менее чем за 4 года.

ВВР-М сразу же вошёл в десятку лучших реакторов того времени и оказал существенное влияние на конструкцию последовавшего за ним поколения исследовательских реакторов. Отражатели из металлического бериллия и трубчатые твэлы начали широко использоваться в проектах. Так, в 1960 г. в Киеве был построен ВВР- М по проекту нашего, родного Гатчинского реактора. Позднее зарубежные реакторы ВВР – С в Венгрии, Вьетнаме, ГДР и Польше стали модернизироваться по типу ВВР – М.

Таким образом, подавляющее большинство исследовательских реакторов, построенных в нашей стране, базируется на трубчатых ТВС, разработанных изначально для нашего ВВР – М.

В 1971 г. филиал ФТИ преобразован в самостоятельный институт, который носит имя академика Б. П. Константинова, сыгравшего определяющую роль в становлении и развитии института. С 1992 г. институт называется Петербургским институтом ядерной физики (ПИЯФ). В 1994 г. ему присвоен статус Государственного научного центра Российской Федерации.

Перспективы развития ПИЯФ главным образом связаны со строительством  высокопоточного исследовательского реактора ПИК мощностью 100 МВт с потоком тепловых нейтронов 10 ¹⁵ н/см²с. Реактор будет иметь источники горячих, холодных и ультрахолодных нейтронов, 8 нейтроноводных систем и около 50 позиций на пучках. В настоящее время степень готовности всего комплекса составляет более 70 %. В 1993 г. проект реактора ПИК прошёл Международную экспертизу и получил оценку как проект первого мирового класса. Физические параметры реактора и его широкие экспериментальные возможности, а также наличие развитой инфраструктуры института позволяет организовать на его базе Международный центр нейтронных исследований.

 

1. 2. Основные результаты деятельности института

Наиболее важные результаты экспериментальных работ, выполненные на реакторе ПИЯФ, связаны с обнаружением и исследованием явления нарушения пространственной чётности в ядерных переходах и в делении ядер, с поиском дипольного момента нейтрона, прецизионным измерением времени жизни нейтрона и исследованием  его бета – распада. В области физики конденсированного состояния получены принципиальные результаты в структурных исследованиях ВТСП и магнетиков на атомном уровне. С помощью поляризованных нейтронов исследована спиновая динамика фазовых переходов, экспериментально обнаружены критическое рассеяние на трёх спиновых корреляциях и асимметрия неупругого рассеяния в присутствии магнитного поля. Разработанная в институте методика кристалл - дифракционной спектроскопии высокого разрешения, с помощью которой получены первоклассные результаты в ядерной спектроскопии и физике твёрдого тела, позволила перейти к изучению эффекта каналирования частиц и использовать его в технике ускорителей и физике высоких энергий.

 

1. 3. Международное сотрудничество

Благодаря своему научному потенциалу ПИЯФ выступает равноправным партнёром в международных коллаборациях. Практически по всем направлениях своей деятельности с крупнейшими исследовательскими центрами Европы и Америки: Европейский центр ядерных исследований (CERN), Швейцария; Национальная лаборатория имени Э. Ферми (FNAL), США; Брукхевенская национальная лаборатория (BNL), США; Институт Лауэ- Ланжевена в Гренобле (ILL), Франция; Национальный институт стандартов и технологий (США); Центр ядерных исследований в Сакле (Франция); Исследовательский центр (DESY) в Гамбурге (Германия); Институт Пауля Шеррера в Цюрихе (Швейцария); Центр тяжёлых ионов  в Дармштадте (Германия); Институт Гана – Мейтнер в Берлине (Германия); Резерфордовская лаборатория (Великобритания); Лаболатория Леона Бреллюена (Франция); Университет города Ювяскюля (Финляндия) и др.

 

Глава II. Водо – водяной реактор модернизированный (ВВР-М)

 

Реактор ВВР-М ПИЯФ им. Б. П. Константинова РАН предназначен для проведения научно – исследовательских работ в областях:

-         физики элементарных частиц;

-         физики атомного ядра;

-         физики твёрдого тела;

-   физики и техники реакторов, а так же выполнения работ по решению прикладных, технических и народно-хозяйственных задач; научно – исследовательские работы проводятся на реакторе  проводятся по планам, формируемым на основании:

-   государственной научно – технической программы России «Фундаментальная ядерная физика»;

-   государственной научно – технической программы России «Актуальные направления физики конденсированных сред;

-   программ отделений РАН;

кроме того, на реакторе ВВРМ проводится облучение материалов и сплавов, используемых в качестве конструкционных материалов на объектах атомной энергетики, а так же наработка различных изотопов для нужд медицины.

 

2. 1.  Характеристика района и площадки реактора ВВР-М

Реактор ВВР – М ПИЯФ им. Б, П. Константинова РАН расположен на расстоянии 1,5 км от города Гатчины Ленинградской области, от ближайшего населённого пункта (посёлок Пудость) Гатчинского района на расстоянии 1,3 км. Промышленные и транспортные объекты города Гатчины и Гатчинского района расположены от научно – технической площадки института на расстоянии не менее 1, 3 км и практической опасности для реактора ВВР – М не представляют.

Научно – техническая площадка Института оборудована асфальтированными автомобильными проездами, которые имеют связь с автомобильными дорогами Санкт – Петербург – Луга (Киевское шоссе) и Гатчина – Тайцы - Санкт – Петербург.  На территорию института подходит железнодорожная ветка со станции Пудость Октябрьской железной дороги.

Научно -  техническая площадка института по всему периметру обнесена бетонным забором с контрольно – пропускными пунктами для сотрудников и автомобильного транспорта. 

Площадка реактора ВВР – М расположена в юго – западной части техплощадки института и непосредственно с западной и южной сторон граничит с  лесопарком (Орлова Роща). С восточной и северной сторон  - с производственными, научно – исследовательскими и административными объектами института.

Радиационная нагрузка населения, проживающего в радиусе 6 км от комплекса ВВР-М, по многолетним данным контроля внешней окружающей среды составляет менее 1 мбэр.

Радиационная нагрузка на персонал от внешнего облучения при  оптимальных условиях эксплуатации реактора за последние 5 лет по данным индивидуального дозиметрического контроля составляет:

-         коллективная доза всего персонала, работающего на реакторном комплексе ВВР-М численность которого равна приблизительно 500 человек – до 100 чел. бэр;

-         коллективная доза персонала эксплуатационных служб реактора численностью 80 человек – (25 – 30 чел. бэр);

-         максимальное значение годовой индивидуальной дозы не превышает 2 бэр;

-        

максимальное значение средней индивидуальной дозы (приблизительно 0,4 бэр за год) относится к сотрудникам эксплуатационных  служб реактора.

2. 2. Общее описание непосредственно реактора и оборудования активной зоны.

Реактор ВВР-М представляет собой бассейновый водо-водяной реактор с отражателем из металлического бериллия. Замедлителем и теплоносителем является обессоленная обычная (лёгкая) вода. Активная зона расположена в баке под слоем воды 4 м, имеет исходную форму шестигранника с диаметром вписанной окружности 576 мм, высотой 500 мм и формируется из шестигранных тепловыделяющих сборок типа ВВР-М с обогащением до 90 % по урану – 235. Бак реактора выполнен в виде цилиндрического сосуда с днищем и крышкой. Высота бака – 5645 мм, наружный диаметр 2300 мм, материал бака – алюминиевый сплав САВ – 1. Толщина цилиндрической части бака – 16 мм, толщина днища 20 мм.

В боковую поверхность бака вварены: ниша тепловой колонны и 9 глухих горизонтальных каналов, в днище вварены патрубки подвода и отвода теплоносителя. На днище бака опирается несущая конструкция активной зоны,  выполненная в виде цилиндра, раскреплённого рёбрами, внутри цилиндра имеется опорное кольцо, на котором лежат направляющая и опорная решётка.  Толщина опорной решётки 40 мм. Количество ячеек в опорной решётке 271 штука, из них используемых: под экспериментальные устройства до 130 штук, под каналы СУЗ – 9 штук, (остальные под ТВС).  Отражатель установлен по внутренней образующей цилиндра и формирует шестигранную конфигурацию активной зоны. Размеры отражателя: внешний диаметр 940 мм, высота 590 мм. Весь отражатель пронизан 269 вертикальными отверстиями диаметром 6 мм для прохода теплоносителя.

 В крышке бака имеются отверстия под экспериментальные каналы, каналы ионизационных  камер (ИК) и каналы – «течки»:  в «горячие» камеры и хранилище отработавших ТВС.

Для равномерного распределения циркулирующего в баке реактора теплоносителя (при работающих насосах первого контура) установлена отбойная решётка. В баке реактора имеется хранилище ёмкостью 12 тройных ТВС.

На верхней горловине шахты реактора смонтировано (после пуска реактора) надреакторная камера НРК. На вращающихся защитных крышках НРК установлен механизм перегрузки, позволяющий производить перегрузку ампульных устройств и блок-контейнеров из всех вертикальных облучательных каналов в «горячие» камеры или  хранилище отработавших ТВС. НРК  так же оборудована смотровым окном и двумя манипуляторами, что позволяет визуально контролировать процесс загрузки образцов, а также осматривать извлекаемые из активной зоны ампулы, экспериментальные устройства ТВС и выводить коммуникации из зоны облучения от испытуемых изделий. В одном из каналов в бериллиевом отражателе расположена водяная петля для испытания ТВС с автономной системой охлаждения.

 

2. 3.  Основные принципы и критерии обеспечения безопасности.

Основными принципами устройства реактора и его технологических систем, обеспечивающих безопасность работы реактора и его систем являются:

использование дисперсионной топливной композиции ТВС с микрочастицами двуокиси урана;

использование в качестве теплоносителя в первом контуре реактора воды низких параметров (рабочее давление в контуре при работающих насосах первого контура 2 кг /см ² диапазон изменения температуры теплоносителя от 20 до 62 ˚С);

наличие системы управления и защиты, обеспечивающей поддержание параметров реактора в пределах безопасной эксплуатации при выводе реактора на мощность, работе на мощности, плановых остановках реактора, выдачу ПС и АС  а так же аварийную остановку реактора и перевод его в подкритическое состояние;

наличие приборов контроля за параметрами всех основных систем и элементов реактора, определяющих безопасность реактора, с обеспечением записи значений параметров  в объёме требований нормативных документов по безопасности в атомной энергетике;

наличие эффективной биологической защиты, обеспечивающей на рабочих местах, в помещениях реакторного комплекса ВВР- М уровней излучения в соответствии с требованиями нормативных документов по радиационной  безопасности.

Ядерная безопасность реактора обеспечивается:

Отрицательными температурным и мощностным коэффициентами реактивности;

Наличием Ве-отражателя, обеспечивающим достаточный поток фотонейтронов и надёжный контроль за состоянием реактора при пуске его из подкритического состояния;

Надёжной фиксацией ТВС, каналов со стержнями СУЗ и экспериментальных устройств в пределах активной зоны и бака реактора;

Обеспечением системы управления и защиты компенсации возможных выбросов положительной реактивности;

Невозможностью образования вторичных критмасс в случае разрушения (расплавления) части ТВС при запроектных авариях;

Наличием контроля за состоянием опорной решётки активной зоны с помощью 4 прогибомеров, предупредительные сигналы от которых выведены на щит оператора;

Наличием системы аварийного охлаждения активной зоны,  обеспечивающей залив активной зоны водой либо её душирования при проектных авариях.

Радиационная безопасность обеспечивается:

 Достаточным контролем за уровнем мощности реактора, активностью теплоносителя, степенью негерметичности ТВС активной зоны, мощностями доз ионизирующих излучений и выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду;

Системой спецвентиляции, обеспечивающей удаление воздуха из «грязных» помещений. Система имеет 100% резерв, при обесточивании реактора от сети внешнего электроснабжения разряжение над «зеркалом» воды  в баке реактора обеспечивается вентилятором, который запитывается от системы аварийного электроснабжения;

Поддержанием необходимого водно – химического режима теплоносителя первого контура и хранилищ отработавших ТВС посредством очистки воды на ИОФ и ЭФФ;

Поддержанием в теплообменниках (при работе реактора на мощности) давление во втором контуре на 10% выше давления в первом контуре;

Применением устройств и систем, обеспечивающих ряд последовательных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ.

Физическая безопасность комплекса реактора ВВР-М обеспечивается инженерными и техническими средствами охраны.

 

2. 4.  Проект модернизации  реактора.

В момент своего пуска, в декабре 1959 года, реактор входил в число 5 лучших научно – исследовательских реакторов мира. Однако уже в середине 60-х годов число реакторов, имеющих аналогичные или лучшие параметры, составило несколько десятков. Многие технологические системы, узлы и приборы реактора  ВВР-М в настоящее время морально и физически устарели. Конструкция реактора ВВР-М оказалась достаточно удачной, что подтверждается опытом его эксплуатации и форсирования мощности. Однако в ходе работы были выявлены и некоторые недостатки. В первую очередь – отсутствие тангенциальных каналов, которые примерно в 10 – 100 раз сокращают фон быстрых нейтронов и гамма излучения без заметного уменьшения потока тепловых нейтронов. Во-вторых, ощущается недостаток объёма активной зоны при одновременном проведении большого числа экспериментов внутри активной зоны. В-третьих, реакторы типа ВВР-М ещё не достигли предельной мощности, которую возможно получить на бассейновых типах реакторов, сохранив их преимущества при выполнении экспериментов перед реакторами с давлением. Важным требованием современного реакторостроения, положенным в основу обеспечения безопасности и надёжности эксплуатации реакторов, является необходимость определения допустимого числа циклов нагружения и допустимого ресурса эксплуатации основных узлов реактора. Проектом реактора ВВР-М, эксплуатация которого была начата в 1959 году не был определён максимальный срок безопасной эксплуатации бериллиевого отражателя, корпуса реактора и других трудно заменяемых узлов, подверженных воздействию реакторного излучения, старению под действием температуры и других факторов, изменяющих свойства материалов с течением времени. В связи с вводом в действие новых регламентирующих правил возник вопрос определения номинального срока безопасной эксплуатации этих узлов. Этот вопрос имел большое значение при необходимости модернизации реактора и дальнейшем увеличении его мощности. При этом повысится тепловая мощность реактора до 30 МВт и увеличится, соответственно, нейтронный поток. Наряду с увеличением мощности, нейтронного потока и расширением экспериментальных возможностей проектом предусматривалось так же уменьшение реакторных затрат на производство нейтронов.

 

Глава III Высокопоточный исследовательский пучковый реактор  (ПИК)

 

3. 1. Источники нейтронов: положение в мире и в России

Эффективность нейтронных методов определяется в существенной степени качеством доступных источников нейтронного излучения и, прежде всего, плотностью потока нейтронов. В этом плане представляется интересным сравнить ситуацию в России с тем, что имеется  за рубежом.

Основным типом нейтронных источников до настоящего времени остаются ядерные реакторы – источники постоянного действия, использующие для производства нейтронов цепную реакцию деления урана. Источники испарительного типа, для ряда исследований имеют определённые преимущества, но из-за низкого, по сравнению с реакторами, среднего потока  (они работают в импульсном режиме) не могут в полной мере конкурировать с последними.

Лет десять назад в мире работало свыше 300 исследовательских реакторов, используемых, в основном, для материаловедческих исследований, т.е. облучения образцов и производства радионуклидов. Реакторов, специально предназначенных для физических исследований, т.е. имеющих выведенные нейтронные пучки, было не больше 100. Из них примерно 25, обладающих плотностью потока на уровне 10 ¹⁴ Н/см² * с, и лишь 3 (два в США и один в Европе – безусловно, лучший – в международном институте Лауэ – Ланжевена – Гренобль, Франция) с плотностью потока примерно 10 ¹⁵ Н/см² * с.

В 80- е годы наметилась тенденция к сокращению числа реакторов на Западе за счёт снятия с эксплуатации маломощных и устаревших аппаратов, выработавших свой ресурс. На смену части из них стали приходить реакторы нового поколения, оснащённые современными техническими системами, такими как источники горячих и холодных нейтронов, нейтроноводы, позволяющие получать и выводить пучки нейтронов определённой части энергетического спектра.

Только в 90-е годы были введены в строй новые реакторы в Германии, Японии и Корее, реконструированы некоторые реакторы во Франции, США, Венгрии и Польше, находятся в стадии проектирования или строительства исследовательские реакторы в Канаде, Германии, Египте и т.д.

Положение в России, на протяжении пяти десятилетий, занимавшей одно из ведущих мест в мире в области исследований с нейтронами, на этом фоне сегодня выглядит весьма плачевно и продолжает ухудшаться. В самом деле: построенные  на рубеже 50-60-х годов по инициативе И. В. Курчатова и А. П. Александрова исследовательские ядерные центры в различных регионах страны (Москва, Гатчина, Ташкент, Тбилиси, Киев, Рига, Минск, Обнинск, Свердловск, Алма-Ата, Томск и т.д.) морально и физически устарели. Кроме того, с распадом СССР большинство из них оказалось за пределами России.

Новые мощности на протяжении двух последних десятилетий почти не вводились. Сейчас в России ещё работают 4 пучковых исследовательских реактора с потоком среднего класса примерно 10 ¹⁴ Н/см² * с: реактор ВВР-М в Гатчине, введённый в эксплуатацию в 1959 году, реактор  ВВР-С в Обнинске (1964 год), реактор ИВВ-2М в Екатеринбурге (1963/1983) и реактор ИР-8 в Москве (1981 год). Все они построены до Чернобыльской аварии и не отвечают в полной мере современным требованиям ядерной безопасности.

Единственный современный источник в России – это импульсный реактор ИБР –2 в ОИЯИ (Дубна), дающий в импульсе примерно 10 ¹⁶ Н/см² * с, но его средний во времени поток примерно  10 ¹³ Н/см² * с, что совершенно не достаточно для широкого класса экспериментов. Да и не может, в принципе, один источник удовлетворить потребности в нейтронах науки и промышленности такой страны, как Россия.

Единственный реально продвинутый в реализации проект современного источника постоянного действия – это проект высокопоточного пучкового реактора ПИК, который будет введён в строй в Петербургском институте ядерной физики РАН в Гатчине.

 

3. 2. Реактор ПИК – параметры и возможности

Высокопоточный исследовательский пучковый реактор ПИК по своим параметрам и экспериментальным возможностям не уступает, а по некоторым показателям даже превосходит лучший исследовательский  реактор мира HFR – реактор Института Лауэ – Ланжевена.

Основные идеи технического проекта были сформулированы ещё в конце 60-х годов (практически одновременно с Гренобльским проектом), но строительство его началось лишь в 1976 году (когда реактор в Гренобле уже был пущен!).

К 1986 году первоначальный проект был реализован примерно на 70%, но затем (после Чернобыльской аварии) строительство было практически заморожено для приведения проекта в соответствие с  пересмотренными правилами ядерной безопасности. Отревизованный проект был утверждён в 1990 году, когда страна оказалась на пороге серьёзного экономического кризиса.

Реактор ПИК представлял собой компактный нейтронный источник (объём активной зоны – примерно 50 литров), окружённым тяжёлым отражателем. Топливо – уран –235, общим весом -  примерно 27 кг. Теплоноситель и замедлитель – лёгкая вода.

Необходимость строительства комплекса нового мощного высокопоточного реактора ПИК была продиктована самой жизнью, а точнее – дальнейшим развитием фундаментальных наук: физики элементарных частиц, ядерной физики, физики конденсированного состояния, а также возможностью планировать качественно новые исследования, которые недоступны и до настоящего времени на существующих в РФ реакторах для физических исследований.

Выбор промплощадки ПИЯФ в г. Гатчине  для строительства научно – исследовательского комплекса ПИК был обусловлен тем, что в институте сложился признанный мировым сообществом коллектив учёных, способных выполнять сложнейшие эксперименты, а также социальным развитием региона, наличием  необходимых технологических ресурсов  и существующих инженерных связей; высококвалифицированных специалистов в области физики и техники реакторов и большим опытом эксплуатации действующего исследовательского реактора ВВР – М, который был пущен в 1959 году.

В северной части научно-технической площадки (Н.Т.П.) Петербургского института ядерной физики им.Б.П.Константинова РАН размещен научно-ис­следовательский реакторный комплекс ПИК. Часть зданий и сооружений ком­плекса располагается на ранее отведенной, незастроенной территории инсти­тута (10,9 га), а остальная часть застройки (18,5 га) — на землях, отведенных от Гослесфонда (в квартале N-99).

Главный корпус комплекса ПИК находится на расстоянии 2,0 км. от Северной границы городской за­стройки г.Гатчины, Ленинградской области; в 1,0 км от деревни Вайялово в Восточном направлении и немногим более 1,0 км от поселка Пудость в Северо-Западном направлении.

Для предотвращения несанкционированного проникновения территория ком­плекса ПИК обнесена забором, образующим запретную зону, оборудованную, дополнительно, инженерно-техническими средствами охраны и постом спецохра­ны.

Указанное местоположение комплекса согласовано с АПУ Леноблисполкома и Госсаннадзором СССР.

Топография участка представляет собой часть озерно-ледниковой равнины, примыкающей к восточному склону возвышенности. Участок находится на пра­вом берегу р.Ижоры, возвышаясь над рельефом на 4-6 м.

Долина реки слабо развита. Пойма реки низкая, шириной около (150-200) метров. Ширина русла от 10 до 20 м, глубина реки до 1,5 м.

Поверхность участка слабо холмистая с незначительным уклоном в сторону поймы реки.

Колебание отметок наблюдается от 77,30 до 80,50 м. (Балтийская система отметок). Северной границей участка является канал. На отдельных места: имеются небольшие заболоченности. Мощность торфа с растительным слоем составляет (0,2-0,5) м.

В геологическом отношении участок для размещения сооружений комплекса ПИК представлен осадочными породами среднего девона, повсеместно покры­тыми четвертичными отложениями. Грунтовые воды верхних горизонтов встре­чаются на глубине (0,2-3,25) м. Уровень грунтовых вод подвержен сезонным колебаниям. Глубинные породы участка (9,0—13,0 м и ниже) представляют со­бой комплекс переслаивающейся глины с известняком и далее переходят в моно­литные известняки с маломощным прослоем мергелевых глин.

3. 3. Проектные параметры:

-         Тепловая мощность – 100 МВт,

-         Поток тепловых нейтронов в отражателе – 1,2 *10 ¹⁵ Н/см² * с, в центральном вертикальном канале диаметром 10 см – 4,5 * 10 ¹⁵ Н/см² * с, т.е. в 4 раза больше ( в Гренобле такого канала нет),

-         Число горизонтальных каналов для вывода пучков – 10. Диаметр каналов – 10 см с возможностью замены на каналы диаметром до 25 см,

-         Число наклонных каналов для пучков – 6;

-         Число вертикальных каналов для облучения образцов – 6.

Реактор планируется оснастить источниками горячих, холодных и ультрахолодных нейтронов для получения пучков нейтронов разных частей энергетического спектра. Низкотемпературная петля позволит облучать образцы при гелиевых температурах. Разветвлённая система нейтроноводов (4 – для вывода холодных и 4 – для тёплых нейтронов) общей протяжённостью примерно 300 метров позволит выводить пучки  в чистые (безфоновые) условия нейтроноводного зала, примыкающего к зданию реактора. Общее число позиций на пучках для постановки экспериментальных установок – 50 (в Гренобле -  25), что позволит одновременно проводить исследования 50 группам, т.е. с учётом сменяемости работ многие сотни исследователей получат возможность проводить эксперименты.

Несмотря на длительные сроки строительства, проект отвечает высшим мировым стандартам, что подтверждено международной экспертизой, проведённой в 1993 году ведущими специалистами США, Франции, Германии, Великобритании и Комиссией ЕЭС. Технические решения по устранению замечаний экспертов в части приведения проекта в соответствие с принятыми в мире нормами и требованиями ядерной безопасности найдены и в настоящее время реализуются. Проект согласован со всеми компетентными органами, осуществляющими государственный надзор за строительством и эксплуатацией ядерно - и радиоционно – опасных объектов, включая Госкомэкологию.

Ниже приведён график распределения плотности потока тепловых нейтронов в реакторе ПИК и реакторе HFR в Гренобле и для сравнения – на действующем реакторе ВВР-М (ПИЯФ) и лучшем из принятых к реализации новых проектов – реакторе FRM –II в Мюнхене (Германия).

3. 4. Научная программа и экспериментальная база

Реактор ПИК с самого начала задумывался как высококлассная установка общегосударственного масштаба, предназначенная для обеспечения исследований в интересах различных областей науки. Это легко видеть из приведённых ниже направлений научной программы, одобренной многочисленными научными отечественными и международными комитетами и совещаниями.

Физика конденсированного состояния:  кристаллическая и магнитная структура; атомная и спиновая динамика; фазовые переходы; поведение веществ в экстремальных условиях; исследования на кристаллах, полимерах, аморфных телах, жидкостях, высокотемпературных сверхпроводниковых материалах, фулеренах.

Структурная и радиационная биология и биофизика. Радиационная физика и химия.

Физика ядра и элементарных частиц: фундаментальные свойства нейтрона; нейтронная физика; физика деления ядер; нейтрон – протонные, нейтрон - нейтронные и нейтрон - ядерные взаимодействия; ядерная спектроскопия.

Материаловедение.

Эти направления охватывают, по существу, проблемы всех заинтересованных в исследовании нейтронных методов научных коллективов России, а широкие экспериментальные возможности реактора ПИК могут обеспечить условия для их выполнения.

Известно, что успех большинства исследований в области физики конденсированного состояния определяется, в существенной степени, не одним прибором, а набором установок (спектрометров, дифрактометров и т.п.), позволяющим провести исследования различных характеристик образца. Создание такого набора из примерно 20   установок запланировано на оставшиеся до пуска ПИК годы. Часть из них уже готово и сейчас используется на нашем старом реакторе ВВР-М и в некоторых зарубежных центрах.

В области ядерной физики создан ряд установок для работы с ультрахолодными и поляризованными нейтронами, позволяющими в условиях реактора среднего потока (ВВР-М) получить результаты мирового уровня при исследовании свойств симметрии взаимодействий элементарных частиц, фундаментальных свойств и распадных корреляций нейтрона.

 

3. 5.  Реактор ПИК – возможности прикладных работ

Уникальные свойства нейтрона и широкие облучательные возможности реактора ПИК могут быть использованы и для проведения работ прикладного характера. К ним относятся: производство легированного кремния; очистка и укрепление тяжёлой воды (D₂O); производство радиоактивных изотопов; нейтрон – активационный анализ.

Потребность электронной промышленности в легированном кремнии для производства силовых вентилей и больших интегральных схем известна, как и высокая эффективность использования легирования нейтронов. Мировая потребность в легированном кремнии составляет примерно 100 тонн в год при желательном диаметре слитков 150 мм и больше.  До 1986 года эта проблема решалась в СССР, в основном, на Чернобыльской АЭС – реакторы типа РБМК наиболее подходят для этих целей. Реактор ПИК с его большим объёмом отражателя, равномерным и высоким потоком тепловых нейтронов и возможностью постановки канала диаметром до 250 мм даёт идеальные возможности для организации такого производства.

Тяжёлая вода применяется, в основном, в ядерной энергетике. В России такое производство отсутствует. Россия не имела освоенной методики и производственных мощностей для очистки и переработки тяжёлой воды, загрязнённой тритием. В ПИЯФ развита оригинальная методика такого процесса и опробована на опытных установках. 

Ввод в строй реактора ПИК, наличие на площадке ПИЯФ циклотрона и специализированного корпуса «горячих» камер, квалифицированных специалистов ПИЯФ и Радиевого института дают хорошие перспективы организации производства радиоизотопов, которые, несомненно, в скором времени в России будут пользоваться большим спросом.

Роль нейтрон – активационного анализа в экологии, геологоразведке, в горнодобывающей промышленности, производстве редких металлов и драгоценных металлов, как и новых материалов и веществ  вообще – трудно переоценить. Специалисты считают, что в стране должно ежегодно проводиться несколько сотен тысяч анализов. Для этого, прежде всего, нужны нейтроны. Реактор ПИК может стать базой для обеспечения потребностей обширного промышленного региона  Северо – Запада России.

Перечисленным, конечно, не исчерпываются все прикладные задачи, которые могут решаться с использованием нейтронов – это лишь иллюстрация возможностей. К сказанному можно добавить промышленную дефектоскопию и исследование напряжений в конструкциях и материалах, нейтронную терапию рака и многое другое.

 

 

Заключение

Петербургский институт ядерной физики уже и сейчас достаточно хорошо известен в мире. Это  - один из крупнейших институтов Российской Академии наук: в нём работает свыше 2000 сотрудников, в том числе 70 докторов и 250 кандидатов наук. ПИЯФ присвоен статус Государственного научного центра Российской Федерации.

Близость Санкт – Петербурга (43 км) – всемирно известного научного и культурного центра с его многочисленными научными институтами, вузами, театрами и музеями, его неповторимыми дворцовыми ансамблями – создаёт все возможности для работы и отдыха.

Программа научных исследований на реакторе ПИК должна носить всероссийский характер с возможностью участия в ней иностранных ученых. При этом имеется в виду, что формирование и развитие программы будет осуществляться под эгидой российского межведомственного Координационного совета, в состав которого войдут видные ученые разных ведомств, представляющие широкий спектр научных направлений.

Создание Международного научного центра такого масштаба и уровня в г. Гатчина полностью соответствуют традициям Санкт – Петербурга, будет содействовать росту их авторитета в стране и мире.

По мнению автора, данное исследование может быть продолжено на более глубоком уровне. Вопросы затронутые в работе представляют большой интерес для  автора не только потому, что он  является жителем города Гатчины,  но и так как на реакторе ВВР-М с первых дней его работы трудится его дедушка.

 

 

 

 

 

 

Литература

Назаренко В. А.  Высокопоточный исследовательский реактор ПИК: статус и перспективы. Гатчина, 1995.

Ерыкалов А. Н., Кондуров И. А., Коноплёв К. А. и др.  Экспериментальные возможности реактора ПИК. Л., 1987.

Петров Ю. В. Выбор параметров реакторов для физических исследований. Л. 1982.

Программа научных исследований на реакторе ПИК, Гатчина, 1984.

Дик Г. Р., Петров Ю. В. , Шустов В. А. Некоторые вопросы безопасности исследовательских реакторов. Материалы секции  физики и техники реакторов Зимней школы ЛИЯФ. 1989. с. 53 – 75.

Структурный анализ надёжности реактора ВВР-М и оценка показателей надёжности оборудования. Отчёт ВНИИ АЭС, 1989.

Васильев Г. Я., Гарусов Е. А., Егодуров С. Д., и др. Радиационные характеристики реактора ВВР-М. Гатчина, 1989.

Жербин Е. А. Мирные профессии нейтронов., М. Знание, 1980 С. 96

Серебров А. П., Окороков А. И. 40 лет нейтронным исследованиям с Гатчине. Гатчина., 1999.

Станцо В. Физический комплекс в Гатчине – комплекс полноценности // Техника – молодёжи № 4, 1996.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Приложение

 

Гатчинский дворец	Приоратский замок    Гатчина
В. П. Константинов	Л. И. Русинов
	Схема реактора ПИК   1 – направляющая опорной решётки 2 – активная зона 3 – корпус реактора 4 – бак отражателя 5 – средняя плоскость зоны
Расположение источника холодных нейтронов в реакторе ПИК 1 - камера ИХН, 2 - циркониевый кожух, 3 - переходник, 4 - патрубок ПИК 00020, 5 - криопровод, 6 - легководный кожух, 7 - конденсатор.	Вертикальный разрез реактора ПИК
Устанавливают защитные блоки перекрытия насосной 1-го корпуса	Подготовка реактора для бетонирования  биологической защиты от радиоактивного излучения
Монтаж крышки реактора	Первый корпус в лесах
Монтаж днища сбросного резервуара	Монтаж  главного пульта

 

 

        

 

Общий вид комплекса реактора ПИК