Комплекс критических стендов БФС является единственной в России и мире стендовой базой для экспериментального изучения нейтронно-физических характеристик активных зон, в первую очередь – реакторов на быстрых нейтронах, а также единственной в России стендовой базой для моделирования реакторов на тепловых нейтронах (ВВЭР) со мешанным оксидным уран-плутониевым топливом.
В соответствии с действующей в России нормативно-правовой базой сооружение и последующая эксплуатация перспективной реакторной установки невозможна без экспериментального подтверждения расчетных характеристик активной зоны. Данное экспериментальное моделирование возможно осуществить только на критических стендах БФС-1 и БФС-2.
При моделировании на критических стендах БФС экспериментально определяются такие параметры активной зоны как (основные):
- критическая конфигурация активной зоны при осуществлении контрольно физического пуска;
- определение запаса реактивности критической сборки;
- эффективность органов системы управления и защиты (СУЗ), их градуировочные характеристики;
- измерения пространственных распределений скоростей реакций по активной зоне различными методами;
- измерения различных функционалов (отношение средних сечений и коэффициентов реактивности малых образцов различных реакторных материалов);
- измерения эффективности макетов органов СУЗ моделируемого реактора;
- измерения пустотного эффектов реактивности теплоносителя;
- измерения эффектов выгорающих поглотителей;
- измерение распределения ценности нейтронов деления;
- измерение эффективной доли запаздывающих нейтронов;
- измерение характеристик активной зоны при выгорании топлива и с добавлением минорных актинидов.
Современная стратегия развития атомной энергетики предполагает развитие технологий «двухкомпонентной» атомной энергетики, где одной компонентой являются реакторы на тепловых нейтронах – реакторы типа ВВЭР, а второй компонентой – реакторы на быстрых нейтронах, например, действующие БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС. Одним из преимуществ двухкомпонентной атомной энергетики является возможность использования в активной зоне быстрого реактора топлива, отработавшего ранее в активной зоне теплового реактора и «выжигать» долгоживущие радиоактивные изотопы, «облагораживать» топливо, и делать возможным использование топлива обратно в тепловых реакторах. Создание двухкомпонентной атомной энергетики позволит значительно снизить объем накопления радиоактивных отходов и сократит время выдержки этих отходов.
В настоящее время только Российская Федерация обладает экспериментальными возможностями (комплекс БФС) для моделирования активных зон быстрых реакторов, необходимыми для развития стратегии двухкомпонентное атомной энергетики и замыкании ядерного топливного цикла.