Пакистанский атомный исследовательский реактор или ( PARR ) — это два ядерных исследовательских реактора и два других экспериментальных источника нейтронов, расположенные в лаборатории PINSTECH , Нилор , Исламабад , Пакистан.
Кроме того, существует предприятие по переработке, называемое «Новые лаборатории», для исследований и производства ядерного оружия.
Первый ядерный реактор был поставлен и построен на средства правительства Соединенных Штатов Америки в середине 1960-х годов. Другой реактор и установка по переработке построены и поставлены Комиссией по атомной энергии Пакистана (PAEC) в 1970-х и 1980-х годах соответственно. Первые два реактора , находящиеся под контролем США и Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), подлежат гарантиям МАГАТЭ и его инспекциям. [1]
Реактор PARR-I был поставлен правительством США в 1965 году в рамках программы «Атом для мира» . Институт PINSTECH был спроектирован американским архитектором Эдвардом Дарреллом Стоуном , когда известные пакистанские ученые Абдус Салам и Ишрат Хусейн Усмани отправились в Соединенные Штаты Америки в начале 1960-х годов . Первый реактор поставила в качестве подрядчика компания American Machine and Foundry , а построил первый реактор американский инженер-ядерщик Питер Картер . [2]
На первом этапе было завершено строительство реакторного здания и вспомогательных объектов, и 21 декабря 1965 года реактор стал критическим. Второй этап, состоящий из различных лабораторий, мастерской, библиотеки и аудитории, был введен в эксплуатацию в 1974 году. Последний раз объект модернизировался председателем PAEC. и известный ученый-ядерщик г-н Мунир Ахмад Хан в 1989 году.
Реактор PARR-I был первым реактором, поставленным компанией American Machine and Foundry. Питер Картер лично руководил строительством реактора. PARR-I — это исследовательский реактор типа плавательного бассейна и реактора для испытания материалов (MTR). Первоначально основанное на использовании высокообогащенного уранового (ВОУ) топлива, в ВОУ-топливе используется топливо с обогащением ~93% по 235 U при уровне мощности 5 МВт . [3] Первый реактор вышел из строя 21 декабря 1965 года под руководством Хафиза Куреши , доктора М.Н. Кази, Наима Ахмада Хана и Салима Раны.
Реактор PARR-I вышел на полную мощность 22 июня 1966 года. В PARR-I практически невозможно обеспечить бесперебойные поставки свежего ВОУ-топлива. Однако, чтобы обеспечить непрерывность использования ядерного топлива , PARR-I был переоборудован для использования ~20% низкообогащенного урана (НОУ) из 235 U в октябре 1991 года. Программу конверсии ядерного топлива возглавил председатель PAEC г-н Мунир . Ахмад Хан . Реактор также был модернизирован с уровня мощности 5 МВт до 10 МВт. [4]
Программа была реализована для удовлетворения потребностей в более высоких потоках нейтронов для экспериментальных исследовательских целей и производства изотопов . Модернизированный реактор также был предоставлен для компенсации уменьшения нейтронного потока из-за более высокой концентрации 238 U в НОУ-топливе по сравнению с ВОУ-топливом. Реактор был приведен в критическое состояние 31 октября 1991 года под руководством доктора Ишфака Ахмада и доктора Икбала Хусейна Куреши , а 7 мая 1992 года он достиг уровня мощности 10 МВт. Конфигурация активной зоны достигла своей равновесной конфигурации в феврале 1995 года. [5]
Реактор PARR-II — это реактор собственной разработки и конструкции, принадлежащий Комиссии по атомной энергии Пакистана. Конструкция реактора PARR-II аналогична миниатюрному реактору-источнику нейтронов (MNSR) и реактору SLOWPOKE . Реактор был спроектирован ПАЭК самостоятельно, поскольку председатель Мунир Ахмад Хан и его команда инженеров и ученых также руководили строительством реактора. Реактор PARR-II вышел из критического состояния и начал работать 21 января 1974 года. [6] Реактор PARR-II представляет собой реактор типа « бак-в-бассейне» номинальной мощностью 27–30 кВт. Как и первый реактор, реактор предназначен для использования топлива с высоким обогащением урана (ВОУ). В топливе ВОУ используется ~90% 235 U при уровне мощности 30 кВт. [7] Деминерализованная легкая вода используется в качестве замедлителя теплоносителя , а активная зона реактора отражается металлическим Be 4 .
PARR-II состоит из активной зоны реактора, стержня управления и ядерных отражателей и заключен в водонепроницаемый цилиндрический корпус из сплава Al 13 . Активная зона ядерного реактора представляет собой массив с недостаточным замедлителем с соотношением 1 H к 235 U и температурой 20 ° C (68 ° F) и обеспечивает сильный отрицательный температурный коэффициент и тепловой объемный коэффициент реактивности . [8] Ученые и инженеры PAEC также построили и построили ядерный ускоритель 9 апреля 1989 года. Ускоритель частиц активно используется для проведения исследований в области ядерных технологий.
В отличие от PARR-I и PARR-II, « Новые лаборатории» не подлежат инспекциям МАГАТЭ . [ нужна ссылка ] и полностью отличается от исходных реакторов. Это завод по переработке плутониевого топлива , работающий как пилотная установка по переработке 94 Pu с возможностью использования ~7% 239 Pu для обработки изотопов и использования выбросов и радиации 86 Kr . [9] Это также завод по переработке, позволяющий превращать <~7% 239 Pu в <~7% оружейного топлива 240 Pu. [10] Новые лаборатории были спроектированы и построены Пакистанской комиссией по атомной энергии (PAEC) под руководством ее председателя Мунира Ахмада Хана, тогда как директором проекта был инженер-механик Чаудри Абдул Маджид . Строительством объекта руководила компания НЕСПАК.
В 1960-х годах PAEC заключила контракт на проект с компаниями British Nuclear Fuels (BNFL) и Saint-Gobain Techniques Nouvelles (SGN). [ нужна цитация ] Инженеры и ученые PAEC возглавили первоначальный проект крупномасштабного завода по переработке топлива, способного перерабатывать 100 тонн топлива в год, в то время как BNFL и SGN предоставили средства, техническую помощь и ядерное топливо. Однако после проведенного Индией ядерного испытания в рамках операции «Улыбающийся Будда» как британские, так и французские потребительские компании немедленно расторгли свои контракты с PAEC.
Завод был завершен в 1981 году, а испытания по холодной переработке плутония для производства плутония прошли в Нью-Лаборатории в 1986 году. Новые лаборатории привлекли всеобщее внимание, когда Пакистан тайно испытал свое ядерное устройство на основе плутония в Кирана-Хиллз . [11] 30 мая 1998 года ученые PAEC под руководством известного физика -ядерщика доктора Самара Мубаракмана испытали миниатюрное ядерное устройство, которое, как полагают, представляет собой плутониевые устройства , для которых плутоний, скорее всего, был переработан пакистанскими учеными в оружейное качество. в «Новых лабораториях». Сообщалось, что испытательная мощность ядерного устройства составляет 12–40 кт .
В начале 1983 года пакистанский физик-ядерщик доктор Самар Мубаракманд разработал и создал ускоритель нейтронных частиц и ядерный ускоритель для проведения исследований взрывов ядерных элементов и изотопов в ядерном устройстве . Ядерный ускоритель, известный как ускоритель заряженных частиц (CPA), представляет собой ускоритель ионов на 250 кэВ , который может доставлять все газообразные ионы, такие как + H , + N , + O , + He , + Ne , + Ar , + Kr , + Xe. или молекулярные ионы . Энергетический диапазон ускорителя очень гибок: ионы с энергией от 50 до 250 кэВ могут доставляться к мишени с размерами от нескольких миллиметров до многих сантиметров. [12]
Установка частиц предназначена для имплантации в сталь ионов 42+ Mo , 51+ Sn и 46+ Pb , трение может быть снижено до ~50%. В процессе ионной имплантации окисление ингибируется подходящими ионами, такими как 5+ B , 20+ Ca, в металлы. Ускоритель PINSTECH может использоваться по взаимной договоренности между PINSTECH и промышленностью или любыми другими организациями. [12]
В 1961 году правительство Соединенных Штатов возглавило создание экспериментального термоядерного источника энергии на базе ICF недалеко от Нилора, до создания института PINSTECH. [13] Генератор нейтронов был куплен PAEC у Техасского центра ядерных исследований A&M . [13] Установка способна производить моноэнергетические нейтроны с энергией 3,5–14,7 МэВ в результате реакции дейтерия-трития, генерируемой термоядерной энергией . [13] Это экспериментальное термоядерное устройство способно захватывать низкий поток нейтронов порядка 10 5 - 10 8 нейтронов на см 2 в секунду, что приводит к нуклеосинтезу посредством s-процесса ( процесс захвата медленных нейтронов ). [13] Он спроектирован и запланирован для активации быстрыми нейтронами таких элементов, как кислород и азот, а также некоторых редкоземельных изотопов. [13]