Центр ядерных исследований Техаса A&M - Texas A&M Nuclear Science Center

Реактор Triga Mark I[1]
Действующее учреждениеТехасский университет A&M
ТипБассейн
Утилизация90 МВт · сут / год
Мощность1 МВт (тепловая)
Строительство и содержание
Стоимость строительства1,5 миллиона долларов США
Строительство началось1 января 1959 г.
Первая критичность1 января 1962 г.
Годовая стоимость содержания0,9 млн долларов США
Штат сотрудников20
Операторы11
Технические характеристики
Максимум Тепловой поток2.0×1013 п / (см² · с)
Макс быстро Поток2.0×1011 н / (см² · с)
Тип топливагидрид циркония урана
Охлаждение100% естественная конвекция
Нейтронный замедлительлегкая вода
гидрид циркония
Управляющие стержни6 стержней, B4C
Облицовка Материалнержавеющая сталь

Есть два ядерные исследовательские реакторы которые служат Техасский университет A&M Центр ядерной науки. Старший из двух АГН-201М модель учебного реактора малой мощности. Более новый реактор, TRIGA Марк I, специализируется на исследованиях.

АГН-201М

Это был первый реактор Ядерная инженерия программа в Техас A&M, построенный в 1950-х годах и лицензированный 26 августа 1957 года.[2] Он находится в процессе модернизации системы и не будет работать в 2017 году. Реактор имеет незначительную тепловую мощность в 5 Вт, но достигает критичности, что делает его критическая сборка.

Реактор типа АГН-201М также используется на Университет Нью-Мексико а другой тип АГН-201 используется на Государственный университет Айдахо.

TRIGA Mark I

Это главный реактор НБК, эксплуатация которого началась в 1961 году. Экскурсии доступны для общественности, и, как сообщается, ежегодно в турне участвуют около 2000 студентов. В 1999 г. его посетило 2 982 человека.

Реактор расположен на отдельной установке в двух с половиной милях (4,0 км) от Техас A&M кампус и недалеко от аэродрома.

Технические характеристики

Этот реактор был частью первой линии TRIGA реакторов, но имеет ряд особенностей, которые отличают его от других десятков реакторов TRIGA, используемых сегодня. Это реактор бассейнового типа мощностью 1 мегаватт. Он разработан для оптимального облучения образцов и используется для производства ряда радиоизотопов для медицинских и промышленных целей.[3]

Реактор работал на 70% высокообогащенный уран (ВОУ) до начала 2006 года, когда активная зона была заправлена ​​топливом низкообогащенный уран как часть Национальное управление ядерной безопасности (NNSA) Инициатива по снижению глобальной угрозы. Это было частью Администрация Буша усилия России по минимизации террористической угрозы, создаваемой ядерным топливом для гражданского применения во всем мире, стали первой и единственной за всю историю дозаправкой реактора. За десятилетия эксплуатации топливо истощило U-235 содержание от 70% до примерно 60%. Новое топливо обогащено примерно на 20%, поскольку классифицируется как НОУ.

использованная литература

  1. ^ База данных МАГАТЭ по реакторам «Архивная копия». Архивировано из оригинал на 2008-05-16. Получено 2008-05-16.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (ссылка на сайт), данные от 15.02.2001
  2. ^ «Информационный дайджест, 2016–2017 гг. (NUREG-1350, том 28), ПРИЛОЖЕНИЕ I: Эксплуатационные ядерные исследовательские и испытательные реакторы, регулируемые NRC». НАС. Комиссия по ядерному регулированию. Сентябрь 2016. Получено 2016-11-10.
  3. ^ Binney, S.E .; S.R. Риз; Д.С. Пратт (22 февраля 2000 г.). "Университетские исследовательские реакторы: вклад в национальную научную и инженерную инфраструктуру с 1953 по 2000 год и в последующий период". Национальная организация испытательных, исследовательских и учебных реакторов. Архивировано из оригинал 1 июля 2007 г.. Получено 2007-04-07.

внешние ссылки