کاربرد رآکتورهای تحقیقاتی هسته‌ای

چکیده

راکتورهای تحقیقاتی هسته‌ای، راکتورهای هسته‌ای کوچکی هستند که در بیشتر کشورها با توجه به کاربردهای فراوان آن و یا اهداف مدنظر سازندگان آن طراحی و ساخته شده‌اند. این راکتورها در ابعاد و توان‌های متفاوتی ساخته می‌شوند و انواع مختلفی دارند. این راکتورها برای تولید جریان الکتریسیته و چرخاندن توربین مورد استفاده قرار نمی‌گیرند بلکه کاربردهای دیگری دارند که در این مقاله به‌طور مختصر برخی از آن‌ها شرح داده می‌شود.

به‌طور کلی یک راکتور تحقیقاتی کاربردهای فراوانی دارد که برخی از آن‌ها عبارت‌اند از: 1. جنبه آموزشی 2. تحلیل با فعال‌سازی نوترونی 3. تولید رادیو ایزوتوپ‌ها 4. سن‌سنجی 5. تبدیل یک عنصر به عنصری دیگر با استفاده از تابش 6. پرتونگاری نوترونی 7. مطالعه ساختار مواد 8. چشمه پوزیترونی 9. نوترون درمانی 10. آزمایش‌های ایمنی و...

در این مقاله به طور مختصر به شرح هر یک از موارد فوق می‌پردازیم و سپس با بیان توضیحات مختصری درباره راکتور تحقیقاتی تهران و کاربردهای آن در ایران شرح مختصری خواهیم داشت.

 

کلیدواژه‌ها: راکتور تحقیقاتی تهران، تحلیل با فعال‌سازی نوترونی، سن‌یابی، تبدیل عناصر

1. جنبه‌ آموزشی راکتورهای تحقیقاتی

هر راکتور تحقیقاتی قابلیت استفاده در اهداف آموزشی و تمرینی را دارد و می‌توان به‌وسیله آن اپراتورها و دانشجویان ماهر و دانش‌آموخته‌ای را پرورش داد. این بخش با توضیح از سطوح پایین‌تر آموزش و تمرین شروع می‌شود و تا سطح دانشگاهی مهندسی هسته‌ای و آموزش اپراتور راکتورهای قدرت ادامه می‌یابد. همچنین در جلسات و ملاقات‌های عمومی و تورهای آموزشی مخصوص همگان، دانشجویان، معلمان و استادان و دیگر گروه‌های علاقه‌مند که به بازدید این‌گونه راکتورها می‌روند، مشاهدة کیفیت ساختمان راکتور از نزدیک و مشاهده و معرفی تمهیدات امنیتی آن، موجب دلگرمی آن‌ها می‌شود و تأثیر اطمینان‌بخشی در آن‌ها به‌وجود می‌آید. این بازدیدها با معرفی آزمایش‌ها و فعالیت‌های مختلف در بازدیدکنندگان و دانشجویان ایجاد علاقه می‌کند. این بازدیدها می‌تواند در حد یک بازدید ساده برای عموم شامل پیاده‌روی و گردش و بازدید جزئی تا بازدید کامل و مفصل برای دانش‌آموزان و دانشجویان رشته‌های مرتبط به هسته‌ای باشد.

2. تحلیل با فعال‌سازی نوترونی

تحلیل با فعال‌سازی نوترونی¹ NAA بیشتر یک تحلیل کیفی عناصر است. تحلیل نمونه به روش فعال‌سازی نوترونی (NAA) به‌عنوان یک روش کارآمد برای تحلیل نمونه‌های مختلف و تعیین کیفی و کمی عناصر موجود در نمونه به‌کار می‌رود. اساس این روش به این‌گونه است که عناصر مختلف موجود در نمونه در اثر تابش‌دهی با نوترون در راکتور تحقیقاتی هسته‌ای به ایزوتوپ‌های پرتوزا تبدیل می‌شوند. تابش‌دهی ایزوتوپ‌های پایدار که اکثر عناصر تشکیل‌دهنده نمونه‌های معدنی، مواد زیست‌شناختی و... را تشکیل می‌دهند با نوترون‌گیری مواد پرتوزا تولید می‌کند. این عناصر پرتوزا متناسب با نیمة عمرشان که از ثانیه تا سال متغیر است شروع به واپاشی می‌کنند که بیشتر این واپاشی‌ها با گسیل پرتو گاما با انرژی مشخص صورت می‌گیرد. به‌منظور تشخیص منبع این پرتوهای گاما بلافاصله مشخصات آن‌ها به‌وسیله آشکارساز نیمرسانا اندازه‌گیری می‌شود. از آنجا که هر رادیو ایزوتوپ، پرتو گاما با طول موج یا انرژی مشخصی گسیل می‌کند بنابراین پرتوهای گامای منتشر شده مشخصة ایزوتوپ‌های تشکیل‌دهنده و در نتیجه بیانگر عناصر موجودند. این یک روش مؤثر برای تعیین همزمان 30-25 جزء ماتریسی کوچک و بزرگ با دقت ppm و ppb در نمونه‌های زمین‌شناسی، محیطی و زیست‌شناسی به‌شمار می‌رود که کاربرد بسیار مهمی است و در اکثر راکتورهای تحقیقاتی در اکثر کشورهای هسته‌ای پیشرفته مورد استفاده قرار می‌گیرد.

تقریباً هر راکتور تحقیقاتی با قدرت چند ده کیلووات به بالا توانایی تابش نوترون برای تحلیل نمونه‌ها را دارد. چون شناسایی عناصر و تشخیص آن و ارزیابی غلظت و مقدار آن در نمونه کاربرد فراوان و بسیار مهمی دارد، این روش می‌تواند سودهای کلان اقتصادی داشته باشد. بنابراین به تحلیل با فعال‌سازی نوترونی نمونه‌ها می‌توان به‌عنوان یک مؤلفه کلیدی بسیاری از طرح‌های راهبردی راکتورهای تحقیقاتی نگاه کرد. در شکل (1) مراحل استفاده از شیوه فعال‌سازی نوترونی به همراه توضیحات آن نمایش داده شده است.

3. تولید رادیو ایزوتوپ

ایزوتوپ‌های مهم را، که معمولاً کاربرد تجاری و موارد استفادة بسیار دارند، عمدتاً در راکتورها تولید می‌کنند و نیاز به سرمایه‌گذاری اساسی دارد. تولیدکنندگان ایزوتوپ باید تحلیل هوشمندانه‌ای از قیمت‌های بازار بین‌المللی و بازارهای واقع در منطقه خودشان و همین‌طور میزان مصرف در کشور و منطقه انجام ‌می‌دهند و سپس اقدام به طراحی و ساخت قسمت‌های اصلی و تأسیسات مربوطه کنند.

در هر حال تأسیسات راکتورها‌ی تحقیقاتی توانایی تابش مواد برای تهیه ایزوتوپ‌های خاص در مقدار کم را دارند. به این طریق آن‌ها می‌توانند حداقل نیازمندی‌های کاربران حوزة خود (مثلاً یک دانشگاه یا پژوهشگاه علمی) را برآورده کنند.

در چرخه‌های مختلف کاری یک راکتور تحقیقاتی باید هم ایزوتوپ‌هایی که عمر کمی دارند و هم ایزوتوپ‌هایی که عمر بیشتری دارند، تولید شوند. این کار با گیراندازی شار نوترون و استفاده از آن در راکتورهای تحقیقاتی با هر سطح قدرت و با هر امکاناتی از تابش، صورت می‌گیرد (مثل انتقال بادی، انتقال هیدرولیکی، بسته‌های تابش در قلب یا در لوله‌های پرتو) و به همین نحو توانایی بر هم کنش عناصر با تابش نوترون گرمایی و سریع برای تولید رادیوایزوتوپ‌ها باید در دسترس باشد. علاوه بر این، به یک دستگاه طیف‌نمایی گاما برای اندازه‌گیری با کیفیت و مطمئن سطوح فعالیت و اندازه‌گیری خلوص رادیوایزوتوپ نیاز داریم. قطعاً برای کارهای تجاری یک برنامه کنترل کیفی نیز لازم است.

در طراحی و ساخت راکتور باید احتمال وقوع اتفاقات غیرعادی و ایمنی آن مشخص شود. رادیو ایزوتوپ‌های دارویی نیز برای استفاده‌های مخصوص در پزشکی با توجه به نوع آن در دستگاه تابش‌دهی در داخل راکتور تولید می‌شوند. استفاده از این رادیو ایزوتوپ‌ها بر روی انسان در پزشکی برای درمان و همین‌طور در حیوانات برای انجام آزمایش‌ها، نیاز به تجهیزات مخصوص و شرایط ایمنی ویژه‌ای دارد که برای این کار باید از سازمان‌های متولی این امر نیز نظر خواسته شود. در شکل (2) نمونه‌ای از این رادیو ایزوتوپ‌ها نشان داده شده است. 

4. سن‌یابی

سن‌سنجی و تعیین قدمت یک نمونة باستانی یکی از کاربردهای مختلف تخصصی از راکتورهای تحقیقاتی است. برای انجام این کار راکتور باید در سطوح قدرت معقولانه و تنظیم شده‌ای قرار بگیرد. علاوه بر تجهیزات و امکانات موجود در راکتور نیاز به امکانات خاصی از قبیل دستگاه‌های خاص اندازه‌گیری قطر داخلی نمونه‌ها نیز هست. این برآورد سن با استفاده از روش‌های مختلفی از قبیل سن‌سنجی با آرگون، سن‌سنجی با زنجیره شکافت اورانیم و... صورت می‌گیرد.

4-1 سن‌یابی با آرگون

یک روش سن‌یابی است که در آن سن مقادیر بسیار کم (در حدود میلی‌گرم) مواد معدنی با استفاده از واپاشی پتاسیم طبیعی به آرگون سنجیده می‌شود. آرگون 40 پرتوزا، از واپاشی‌هایی از قبیل واپاشی پتاسیم 40 تولید می‌شود. بنابراین با استفاده از تعیین مقدار آرگون 40 نسبت به مقدار پتاسیم مادر، می‌توان عمر نمونه‌ها را تخمین زد. در این روش، نخست با استفاده از قرار دادن نمونه‌ها در راکتور، واکنش : ³⁹K (n,p) → ³⁹‌Ar صورت می‌گیرد. در نتیجه مقدار آرگون 39 همان مقدار پتاسیم 39 است. سپس با استفاده از گازهای تولید شده در دستگاه طیف‌سنجی می‌توان نسبت آرگون 39 به آرگون 40 را در نمونه اندازه گرفت. با مقایسه این نسبت و با توجه به نیمه عمر واپاشی طبیعی پتاسیم 40 می‌توان عمر نمونه را تخمین زد.  با این روش عمر نمونه‌هایی از 2000 سال تا عمری در حد عمر کره زمین را بسته به طبیعت نمونه، می‌توان اندازه گرفت. به دلیل اینکه تجهیزات خاص لازم برای عمرسنجی، بسیار پرهزینه‌اند، برای ارزیابی مقادیر و انجام سن‌یابی فقط حدود 6 آزمایشگاه در جهان وجود دارد. نمونه‌ها را بعد از تابش در راکتور باید برای بررسی به این آزمایشگاه‌ها فرستاد.

4-2 روش سن‌یابی با زنجیره شکافت اورانیم

از این روش برای سن‌یابی مواد معدنی که حاوی اورانیم هستند، آپادیت‌ها و زیرکون‌ها، استفاده می‌شود. آپادیت‌ها فسفات کلسیم هستند که در گرافیت‌ها و سنگ‌های دگرگون شده موجودند. زیرکون نیز سیلیکات زیرکونیم است که معمولاً در سنگ‌های مشابه یافت می‌شود. سن این نمونه، با شمارش زنجیره‌های شکافت از واپاشی خود به خودی اورانیم238 تعیین می‌شود. این زنجیره از زمان شروع شکافت تا زمان خاتمه آن است. ابتدا نمونه را در یک راکتور تحقیقاتی مورد تابش قرار می‌دهند. اورانیم 238 شکافته و مقدار آن کم می‌شود. با تفاوت مقدار قبل و بعد از ورود نمونه به راکتور غنای اورانیم را مشخص می‌کنند و عمر نمونه سنجیده می‌شود.

5. تبدیل عناصر

با استفاده از تابش نوترون و تابش گاما می‌توان با تبدیل عناصر در خواص مواد تغییر ایجاد کرد که کاربردهای فراوانی دارد و این کاربرد از راکتورهای تحقیقاتی شامل تمامی این موارد می‌شود. برای ایجاد تبدیل در مواد معمولاً مواد در تابش داخل راکتور نیازمند به شار زمان نوترون زیاد است تا در یک دوره زمانی مناسب القای مؤثری را روی ماده مورد نظر داشته باشد. بنابراین برای تبدیل مواد به راکتورهای تحقیقاتی با قدرت‌های متوسط به بالا نیازمندیم.

5-1 انواع تبدیلات مورد استفاده

1. تولید ناخالصی در سیلیسیم 2. تابش مواد با استفاده از تابش نوترون و یا با تابش گاما 3. آزمون سلاح‌ها 4. تغییر رنگ سنگ‌های گرانبها 5. تبدیل آکتینیدها.

سال‌های زیادی طول کشید تا این موضوع که از لحاظ نظری امکان دارد برخی از اکتینیدهای پرعمر با مصرف در سوخت هسته‌ای به محصولاتی با عمر کوتاه تبدیل شود. نتیجه این کار کاهش میزان خطر دفع مواد زائد با عمر طولانی است. در راستای این امر چند راکتور برای برخی از آکتینیدها طراحی شده است اما هیچ‌کدام هنوز برای این هدف خاص ساخته نشده‌اند. این امکان وجود دارد که برخی از این راکتورها برای تابش بر روی صفحات سوخت و یا عناصر، مورد استفاده قرار گیرند.

سیلیسیم به‌عنوان یک نیمرسانا، استفادة فراوانی در صنعت الکترونیک دارد و امروزه با پیشرفت این صنعت و افزایش استفاده از مدارهای مجتمع برای کوچک کردن مدارها با استفاده از ناخالصی در داخل سیلیسیم. این جنبه از کاربرد راکتورها برای کشورهای صنعتی بسیار مهم و پر سود شده است. تولید ناخالصی با تبدیل نوترونی (NDT²) بر روی سیلیسیم فرایندی است که در آن سیلیسیم خالص در قلب راکتور تحقیقاتی مورد تابش نوترون‌های گرمایی قرار می‌گیرد و با استفاده از این تابش مقداری از سیلیسیم با یک واکنش نوترون‌گیری و گاما به فسفر تبدیل می‌شود که به‌صورت ناخالصی در سیلیسیم وجود دارد. مزیت این روش هسته‌ای بر روش‌های دیگر غیرهسته‌ای، تولید ناخالصی قدرت نفوذ‌پذیری نوترون در سیلیسیم است. با این روش در سال می‌توان صدتن محصول به‌دست آورد که البته با امکانات و تجهیزات بزرگ‌تر و بیشتر می‌توان آن را به بیست الی سی‌تن در سال افزایش داد.

برای ایجاد تغییر در ماده بر اثر تابش با توجه به نوع تابش، ماده را در داخل راکتور تحقیقاتی قرار می‌دهند

تابش نوترونی را در موارد زیر مورد استفاده قرار می‌دهند:

1. در موادی همچون فولاد محفظة پرفشار راکتور قدرت، برای آزمون آن‌ها می‌توان اثرات تابش نوترون روی آن‌ها را بررسی کرد. 2. اجزای الکترونیکی 3. مواد موجود در راکتور که در دمای بالا کار می‌کنند. مثل گرافیت 4. مواد مورد استفاده برای منابع نوترونی ریز مثل مواد پنجره‌ای 5. مواد مورد استفاده در راکتورهای همجوشی هسته‌ای تابش گاما: با سرمایه‌گذاری کم روی تأسیسات تابش گاما می‌توان به آسانی از راکتور تحقیقاتی برای تابش اهدافی مثل تخم‌های گیاهان و حبوبات مورد نیاز برای اصلاح و بهبود ژنی آن‌ها استفاده کرد.

5-2 آزمون سختی و مرغوبیت سلاح‌ها

این آزمون یکی از کاربردهای نخستین این راکتورها است. ولی امروزه استفاده از این راکتورها برای آزمایش میزان مقاومت در برابر تابش و یا آزمون میزان سختی، نباید به‌عنوان طرحی راهبردی از راکتورهای تحقیقاتی انتظار رود. در حوزه جنگ سرد، پیدا کردن مواد مختلف به‌ویژه اجزای الکترونیکی مقاوم در برابر نوسان‌های تابش نوترون و گاما بسیار مهم است. چند راکتور نیز بدین منظور ساخته شده‌اند و واضح است که این امکانات مخصوص هر دولت با توجه به پیشرفت علمی آن است و علمی است بومی هر کشور که باید در آن ایجاد گردد.

5-3. تغییر رنگ سنگ‌های گرانبها

بعضی از سنگ‌های گرانبها را برای بهبود ویژگی‌هایشان از جمله تغییر رنگ و زیباتر کردن رنگشان و همین‌طور افزایش قیمت آن‌ها تحت تابش نوترونی قرار می‌دهند. اغلب این روش برای یاقوت زرد به‌کار می‌رود.

5-4 بازمصرف آکتینیدها

در مورد امکان تبدیل برخی از آکتینیدهای با عمر طولانی هنگام مصرف در سوخت هسته‌ای به محصولاتی با عمر کوتاه، سال‌های زیاد بررسی و پژوهش شده است. نتیجه این کار کاهش میزان خطر دفع مواد زائد با عمر طولانی باقی‌مانده از سوخت‌های مصرف شدة هسته‌ای در راکتورهای قدرت است. در راستای تحقق بخشی به این امر، چنان‌که گفتیم چند راکتور تحقیقاتی برای برخی از آکتینیدها طراحی شده اما هیچ راکتوری هنوز صرفاً فقط به‌منظور استفاده از این هدف‌ خاص ساخته نشده است.

6. پرتونگاری نوترونی

دو نوع پرتونگاری نوترونی مورد استفاده قرار می‌گیرد که عبارت‌اند از: پرتونگاری نوترونی ساکن و پرتونگاری متحرک

پرتونگاری ساکن تولید یک تصویر بر روی فیلمی است که در معرض تابش ثانویه نوترون قرار می‌گیرد. نمونه را در داخل راکتور قرار می‌دهیم. نوترون‌های موجود در راکتور به داخل نمونه نفوذ می‌کنند و جذب سطوح جاذب نوترون می‌شوند و نوترون‌های جذب نشده به فیلم می‌رسند. با این کار، قطعه هرگونه نشت و یا ترکی داشته باشد در مقدارهای بسیار ریز تشخیص داده و مشخص می‌شود.

پرتونگاری متحرک: در این پرتونگاری از انرژی‌سنج‌های هندسی و فیلترهای انرژی نوترون، دریچه‌ها و یک دستگاه تلویزیونی که قادر به تهیه تصاویر با کیفیت است، استفاده می‌شود.

توموگرافی

توموگرافی نوترون همان پرتونگاری آنی است با این تفاوت که در توموگرافی یک تحلیگر رایانه‌ای داریم که قادر است تصاویر سه بعدی تولید کند.

7. مطالعه ساختار مواد

با استفاده از راکتورهای تحقیقاتی با قدرت‌های متفاوت می‌توان بر روی مواد و ویژگی‌های آن‌ها مطالعه کرد. از راکتورهای با قدرت کم تا جایی‌که امکان مطالعه مواد را دارد استفاده می‌شود. راکتورهای با قدرت متوسط و قوی برای این کار، کارآمدترند. خیلی از راکتورهای تحقیقاتی پرقدرت اساساً به‌منظور انجام مطالعه روی مواد طراحی و ساخته شده‌اند. برای انجام این کار از نوترون‌های تولید شده از راکتور به‌وسیله دریچة پرتو استفاده می‌شود. از این‌رو نوترون‌ها از انرژی‌های کمتر از گرمایی تا چند مگا الکترون ولت هستند. از روش‌های مختلفی استفاده می‌شود  تا از نوترون‌هایی که در یک نوار کوچک انرژی هستند برای انجام آزمایش استفاده شود. سپس این نوترون‌ها را به نمونه می‌تابانند و این نوترون‌ها با برهم کنش با نمونه‌ها در طیف گسترده‌ای بنا به نیاز از ابزار مختلف، طیف‌سنج و آزمایش‌های پراکندگی نوترون و طیف‌سنجی سنجیده می‌شوند. در طیف‌سنجی نوترونی آزمایش‌های متعدد فیزیک، شیمیایی، زیست‌شناختی و علم مواد صورت می‌گیرد. از نوترون‌های سرد نیز برای بررسی ساختار لایه‌بندی شده‌ای از پلیمرها استفاده می‌شوند. به نوترون‌هایی با طول موج بیشتر از چهار آنگستروم مربوط به پراش براگ در اتم‌های بریلیم است و می‌توان آن‌ها را از راکتورهای تحقیقاتی به‌دست آورد. بازتاب آینه‌ای نوترون‌های سرد و ابرسرد از لایه‌های نازک، اطلاعات مفیدی را در مورد ساختار فیزیکی و شیمیایی این لایه‌ها فراهم می‌آورد که ابزار مفیدی برای مطالعة ساختار سطوح است.

8. چشمة پوزیترونی و تولید پوزیترون

پوزیترون یا پادذره الکترون (ذره‌ای که تنها اختلاف آن با الکترون بار مثبت آن است) به‌عنوان ذرة فرودی، برای شناسایی عیوب با تراکم کم مواد مناسب و مفید است. فیزیک‌دانان به طور کلی پرتوهای پوزیترون را در روش نابود کردن پوزیترون و توزیع آن در ماده در مورد، نقص‌های موضعی، لایه‌های نازک و فصل مشترک مواد استفاده کنند. علاوه بر این، پرتو پوزیترون می‌تواند برای شناسایی نقص موجود در مواد در مقیاس جانبی کوچک‌تر از میکرومتر به‌کار رود. به همین ترتیب می‌توان تهی‌جاهای داخل مواد را در یک حالت سه‌بعدی با استفاده از آن بررسی کرد.

به دست آوردن پرتو پوزیترون موضوع ظریف و حساسی است. از میدان‌های الکترواستاتیکی برای به‌دست آوردن پوزیترون از سطح تنگستن استفاده می‌شود. فرایندهای تشکیل پوزیترون عبارت‌اند از پرتوزایی مصنوعی و برهم کنش پرتوهای گامای پرانرژی وابسته به آن‌ها با هسته‌های اتم‌های مختلف که می‌توان آن‌ها را با تاباندن نوترون در داخل راکتورهای هسته‌ای به‌دست آورد. پوزیترون‌های باکیفیت با استفاده از تاباندن نوترون سرد به این اتم‌ها به‌دست می‌آیند.

شاید طول انتشار پوزیترون در حدود 50 نانو‌متر باشد. (این به این معنی است که تقریباً تمامی پوزیترون در هنگام خروج از سطح تا مسافت 50 نانومتر منتشر می‌شود). پوزیترون حاصل بیشتر از طریق هدایت‌کننده‌های مغناطیسی، جابه‌‌جا می‌شود. در شکل (3) نمایی کلی دستگاه مخصوص استفاده از نوترون‌های سرد است. دستگاه به‌نحوی طراحی شده است که نوترون با عبور از هیدروژن مایع در دمای صفر مطلق (منفی 253 درجه سانتی‌گراد) تبدیل به نوترون سرد شده و سرعت آن کاهش یابد.

9. نوترون درمانی با جذب نوترون

وقتی ¹⁰B یک نوترون جذب می‌کند، یک ذره آلفای به شدت یونیده گسیل می‌کند که بردی برابر با قطر یک سلول دارد. بنابراین، این روش درمان با جذب نوترونی بور (BNCT³) است و می‌توان در داخل تومور ترکیبی از بور قرار داد و به آن نوترون تاباند.

اگر شرایط مناسب و دوز تومور بسیار بالاتر از بقیه بافت اطراف آن باشد، به نابودی سلول‌های تومور می‌انجامد.

استفاده از نوترون‌های گرمایی در محل تومور مورد نظر به‌دلیل احتمال بیشتر واکنش بور با نوترون‌های گرمایی بسیار بیشتر و مناسب این کار است. بنابراین، برای سطح و یا تومورهای سطحی از تابش نوترون‌های گرمایی استفاده می‌شود. برای سلول‌های توموری که در عمق چند سانتی‌متری‌اند می‌توان با تابش نوترون نیمه سریع که پس از عبور از سلول‌های سطحی نوترون گرمایی تبدیل می‌شوند استفاده کرد. نوترون گرمایی همچنین برای تحقیقات مربوط به کشت سلولی یا تابش به حیوانات کوچک مفید است.

در حال حاضر کاربردی‌ترین درمان با استفاده از جذب نوترون، استفاده از ترکیبات بور است با این حال، سایر ترکیبات نیز می‌تواند مورد استفاده قرار بگیرد. اکثر پژوهش‌های نوترون درمانی بر روی درمان ملانوم بدخیم و تومورهای مغزی، متمرکز است.

راکتور تحقیقاتی تهران

ساخت راکتور تحقیقاتی تهران در سال 1340 توسط شرکت AFM⁴ در منطقه امیرآباد تهران آغاز شد. عملیات ساختمانی و سوخت‌گذاری 6 سال به‌طول انجامید و سرانجام در روز 20 آبان ماه سال 1346 بحرانی شد. این راکتور ابتدا زیر نظر دانشکده علوم دانشگاه تهران بوده و از سال 1353 با تأسیس سازمان انرژی اتمی ایران، اداره و بهره‌برداری از آن به سازمان انرژی اتمی ایران منتقل گردید. سوخت این راکتور از نوع MRT⁵ است.

مشخصات عمومی راکتور تحقیقاتی تهران

راکتور تحقیقاتی تهران با اهداف زیر مورد بهره‌برداری قرار می‌گیرد:

1. تولید رادیو ایزوتوپ‌هایی که کاربرد صنعتی و پزشکی دارند؛

2. انجام نیازهای پژوهشگران هسته‌ای کشور؛

3. در اختیار گذاشتن منبع نوترونی قوی برای کابردهای مختلف نوترون؛

4. آموزش و تجهیز نیروی انسانی متخصص برای بخش‌های مختلف صنعت هسته‌ای کشور.

این راکتور از نوع استخری و غیرهمگن است و برای حداکثر قدرت MW‌ 5 طراحی شده است. آب سبک در این راکتور نقش خنک‌کننده، کند‌کننده و حفاظ زیست‌شناختی را بر عهده دارد. استخر از سیمان و بتون آرمه ساخته شده و لایة داخلی آن فولاد ضدزنگ است. استخر راکتور دارای دو بخش مرتبط با هم است که قلب⁶ راکتور در هر کدام از آنان می‌تواند قرار گیرد. در یک بخش، تسهیلاتی جهت آزمایش‌های پرتودهی مانند لوله‌های پرتودهی تعبیه شده است که این بخش را ناحیه بسته⁷ می‌نامند. از بخش دوم که فضای اطراف قلب فقط محتوی آب است می‌توان جهت مطالعات مربوط به اندازه‌گیری میزان پرتو و دیگر کاربردها استفاده کرد. این بخش ناحیه باز⁸ نامیده می‌شود. ساختمان محفظه ایمنی راکتور به شکل گنبدی و استوانه قائم با قطر حدود 30 متر و ارتفاع حدود 14 متر است. مساحت مقطع گنبد راکتور 700 متر مربع با دیواری به ضخامت متغیر از 80 سانتی‌متر تا 80/1 متر است.

مشخصات قلب و سوخت راکتور

صفحة نگهدارنده از یک شبکه آلومینیمی دارای 54 محل بالقوه برای قرار‌گیری میله‌های سوخت است. میله‌های سوخت هر یک در محل خود روی این صفحه مستقر می‌گردند و مجموعه آن قلب را تشکیل می‌دهند. این صفحه در عمق حدود 8 متری آب استخر قرار دارد. سوخت‌ها در آرایش‌های مختلفی از بسته‌های سوخت و بسته‌های بازتاباننده گرافیتی و میله‌های کنترل در داخل قلب قرار می‌گیرند. سوخت اولیه این راکتور آلیاژی از آلومینیم و اورانیم با درصد غنای بالا⁹ یعنی غنای 93 درصد اورانیوم 235 بوده است. در سال 1372 سوخت راکتور از درجه غنای بالا به درجه غنای پایین¹⁰ تبدیل گردید و از آن تاریخ راکتور با سوخت جدید کار می‌کند. ترکیب سوخت جدید به‌صورت U₃O₈Al است.

دستگاه خنک‌کننده راکتور تحقیقاتی تهران

قدرت اسمی راکتور تحقیقاتی تهران MW‌ 5 است و در قدرت‌های بالای KW‌ 100 گرمای تولید شده در سوخت توسط یک دستگاه خنک کننده مبتنی بر خنک‌سازی واداشته¹¹ برداشت می‌شود. این مدار خنک‌کننده شامل دو مدار اولیه و ثانویه است. گرمای تولیدی در سوخت راکتور توسط مدار اولیه خنک‌کننده برداشت و توسط مبدل گرمایی به مدار ثانویه منتقل شده و سرانجام توسط برج خنک‌کننده در هوای اطراف خنک می‌گردد.

دستگاه حفاظ و کنترل راکتور

دستگاه حفاظت و کنترل راکتور دو وظیفه مهم بر عهده دارد که عبارت‌اند از:

1. حفاظت راکتور در مقابل عملکرد مناسب و خطاهای احتمالی دستگاه

2. راه‌اندازی صحیح راکتور و کنترل زنجیره شکافت در هر لحظه از زمان.

این دستگاه بایستی راکتور را به‌طور خودکار تحت هرگونه شرایط غیرعادی و نامناسب فوراً‌ خاموش کند. کنترل راکتور توسط 5 میله کنترل¹² انجام می‌گردد.

از این پنج میله کنترل یک نوع آن میله تنظیم کننده¹³ و چهار نوع آن از نوع میله‌های کنترل ایمنی¹⁴ هستند. میله‌های کنترل ایمنی از آلیاژی از جنس نقره (80 درصد)، ایندیم (15 درصد) و کادمیم (5 درصد) ساخته شده‌اند. این مواد به شدت جاذب نوترون‌اند و در مواقع خطر و یا خاموشی راکتور با داخل کردن این میله‌ها در داخل راکتور نوترون‌های حاصل از شکافت جذب شده و مانع ادامه زنجیره شکافت اورانیوم می‌شوند. میله کنترل تنظیمی از جنس فولاد ضدزنگ بوده و به‌گونه‌ای طراحی شده است که با جذب مقدار کم نوترون قدرت راکتور را تنظیم کند.

نتیجه‌گیری

راکتورهای تحقیقاتی در دنیای امروزی و با توجه به پیشرفت فناوری علوم مختلف کاربردهای مهم و فراوانی دارند که استفاده از  این کاربردها برای کشور ما نیز چون دارای یکی از این راکتورهای تحقیقاتی هسته‌ای هستیم فراهم است. برای استفاده از این راکتور ما نیاز به سوخت هسته‌ای با اورانیمی به غنای 20 درصد هستیم. سال‌هاست که کشورهای تأمین‌کننده قبلی این سوخت از تحویل این سوخت به کشور خودداری می‌کنند.

خوشبختانه با تلاش دانشمندان و مسئولان کشور و با توجه به پیشرفت علم هسته‌ای و غنی‌سازی اورانیم در کشور متخصصان این امر در داخل کشور موفق به غنی‌سازی اورانیم با غنای 20 درصد شده و سپس ساخت میله‌های سوخت این راکتور شده‌اند. با این کار بسیار مهم نیاز کشورمان به کشورهای خارجی برای واردات این سوخت مهم قطع شده است. در انتها برای کلیه زحمت‌کشان در عرصة هسته‌ای کشور آرزوی موفقیت و به‌خصوص برای شهدای هسته‌ای آرزوی غفران و رحمت الهی دارم.

پی‌نوشت‌ها

1. Neutron activation analysis

2. Neutron transmutation doping

3. boron neutron capture therapy

4. American Machine & Foundry co

5. Material testing reactor

6. Core

7. Stall end

8. Open pool

9. High enriched uranium

10. Low enriched uranium

11. Forced cooling

12. Control fuel element

13. Regulatingrod

14. Shim safety rod

سوتیترها

در چرخه‌های مختلف کاری یک راکتور باید هم ایزوتوپ‌هایی که عمر کمی دارند و هم ایزوتوپ‌هایی که عمر بیشتری دارند، تولید شوند

با استفاده از تابش نوترون و تابش گاما می‌توان با تبدیل عناصر در خواص مواد تغییر ایجاد کرد که کاربردهای فراوانی دارد و این کاربرد از راکتورهای تحقیقاتی شامل تمامی این موارد می‌شود

دو نوع پرتونگاری نوترونی مورد استفاده قرار می‌گیرد که عبارت‌اند از: پرتونگاری نوترونی ساکن و پرتونگاری متحرک

استفاده از نوترون‌های گرمایی در محل تومور مورد نظر به‌دلیل احتمال بیشتر واکنش بور با نوترون‌های گرمایی بسیار بیشتر و مناسب این کار است.