Дослідницький реактор (ІР), ядерний реактор, який, будучи джерелом нейтронного і g-віпромінювань, призначений для широкого круга досліджень в різних галузях науки і техніки.
На ІР проводять дослідження в області ядерної і нейтронної фізики, фізики твердого тіла, ядерної і радіаційної хімії, матеріалознавства, біології, медицини; випробовують тепловиділяючі елементи (ТВЕЛ) проектованих енергетичних реакторів і конструкційні матеріали для реакторостроєнія. На ІР розроблений метод активаційного аналізу, що дозволяє досліджувати склад зразків всіляких матеріалів без їх руйнування і виявляти мінімальні кількості (до 10 -6 мкг ) хімічних елементів. ІР використовуються для здобуття радіоактивних ізотопів.
ІР мають активну зону, яка містить матеріал, що ділиться, а реактори на теплових нейтронах — ще і сповільнювач нейтронів (звичайна або важка вода, графить, берилій і т. д.). У активній зоні забезпечується тепловідвід. Довкола активної зони є відбивач нейтронів. Реактор оточений біологічним захистом, який може бути пронизана трубами для виведення нейтронних пучків. Для здобуття потужного потоку теплових нейтронів без домішки швидких використовують пристрій, званий тепловою колоною. Ця колона — з хорошого сповільнювача (частіше за весь графіт), одним кінцем розташована безпосередньо в активної зони, а іншою її кінець виведений в приміщення, доступне для проведення експериментів. Для завантаження випробовуваних матеріалів всередину активної зони передбачаються спеціальні пристосування або канали. На мал. 1 показаний вертикальний розріз радянського ВВР-м-коду ІР, призначеного для робіт по ядерній фізиці, радіохімії, радіобіології і так далі
По спектру нейтронів в активній зоні ІР, як і ядерні реактори взагалі, діляться на реактори на швидких і теплових нейтронах. Більшість ІР — реактори на теплових нейтронах, в основному гетерогенного типа, тобто паливні елементи чергуються в певному порядку із сповільнювачем. Розрізняють ІР з низьким, середнім і високим потоком нейтронів в активній зоні в загальному діапазоні 10 12 —10 15 нейтронов/( см 2 · сік ). Для короткочасного збільшення потоку нейтронів до вищих значень без збільшення середньої потужності реактора і відповідного ускладнення системи теплос'ема призначаються імпульсні ІР. Наприклад, радянський імпульсний реактор на швидких нейтронах (ІБР) при середній потужності 3 квт у момент спалаху ланцюгової реакції дозволяє отримати потік нейтронів в максимумі імпульсу 1,3×10 18 нейтронов/( см 2 · сік ) з миттєвою потужністю 23 Мвт. Для створення надлишкової реактивності служить диск, що обертається між паливними стрижнями, в який запресований шматок урану-235. ІБР призначений для вивчення фізики твердих тіл і рідин і нейтронної спектрометрії.
По конструкції активної зони розрізняють ІР: корпусного типа (СМ-2 в СРСР і ETR в США); корпусного типа, занурені в басейн (Br-2 в Бельгії); канального типа (РФТ в СРСР).
Активні зони ІР корпусного типа найбільш компактні і тому володіють кращими фізичними характеристиками; реактори, занурені в басейн з водою, найбільш безпечні, оскільки всі роботи з радіоактивними виробами ведуться через шар води; реактори канального типа зручні в сенсі розміщення і заміни випробовуваних елементів або зразків. Проте всі три типи ІР мають істотний недолік: у них утруднений доступ до активної зони або в міжканальний простір, що ускладнює проведення досліджень.
В СРСР розроблений 4-й вигляд ІР — реактор канального типа, в якому активна зона з робочими каналами і трубопроводами занурена в басейн з водою. Такому реактору властиві достоїнства ІР канального і погружного типа. До цього типа ІР відноситься пущений в 1963 в Москві реактор МР, призначений головним чином для випробувань ТВЕЛ і матеріалів. При потужності 20 Мвт в центральній нейтронній пастці, що є циліндром діаметром 100 мм , заповнений водою, досягається потік теплових нейтронів 8×10 14 нейтронов/( см 2 · сік ). До 1968 потужність реактора збільшена до 40 Мвт. Робочі канали з трубчастими ТВЕЛ, всередину яких встановлюють зразки матеріалів для опромінення, охолоджуються водою під тиском. Як сповільнювач використовуються берилієві блоки. У реактор можна завантажити до 25 експериментальних петлевих каналів. Приводи стрижнів управління виконані на пересувному візку для полегшення доступу до активної зони при перевантажувальних роботах. Басейн реактора сполучений шлюзом з басейном-сховищем, де поміщена g-облучательная установка, в якій використовують як джерело випромінювань відпрацьовані паливні складки. На мал. 2 показаний розріз реактора МР з басейном-сховищем. У р. Дімітровграде (СРСР) працює ще потужніший ІР такого типа — СВІТ. У цьому реакторі може бути досягнутий потік нейтронів 1,5×10 15 нейтронов/( см 2 · сік ).
За кордоном працює декілька сотень ІР різних типів. Наприклад, корпусний важководний реактор DIDO (Великобританія) для виробництва ізотопів і випробувань реакторних матеріалів; графітовий реактор PCTR (США) для досліджень фізичних констант; погружной реактор із звичайною водою Fri-1 (ФРН) для досліджень в області нейтронної фізики, хімії, біології і медицини і так далі
Кожен ІР використовується для обширного комплексу досліджень, проте досвід створення і використання ІР в СРСР і за кордоном показує, що доцільніше споруджувати ІР, спеціалізовані в певних областях досліджень.
Літ.: Огляд робіт по дослідницьких реакторах і їх використання в СРСР, М., 1967 (III Міжнародна конференція з мирного використання атомної енергії. Женева, 1964. Доповідь № 296); Куц Х., Використання і потенційні можливості дослідницьких реакторів, М., 1967 (там же, Доповідь № 194).
