«РОСАТОМ» / АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»

Реализованные проекты

За 70 лет работы под научным руководством ФЭИ разработано более 120 проектов различных реакторных установок.

Исследовательский быстрый реактор БОР-60 (Димитровград)

Реактор БОР-60 с натриевым теплоносителем мощностью 60 МВт находится в эксплуатации с 1969 г. и представляет собой прототип АЭС малой мощности с системой полезной утилизации тепла для выработки электроэнергии и передачи части тепла в теплосеть НИИАР (г. Димитровград Ульяновской области). Вместе с тем реактор является исследовательским и предназначен для отработки топливного цикла, технологии натриевого теплоносителя, а также широкого спектра проектных и конструкторских решений. Как мощный источник быстрых нейтронов используется для исследований воздействия нейтронного облучения на конструкционные, топливные и поглощающие материалы различных типов.

Строительство реактора БОР-60 было начато в 1965 году, в 1968 году произведен физический пуск, через год был осуществлен энергетический пуск. Тепловая мощность реактора составляет 60 МВт, электрическая – 12 МВт (нетто 11 МВт). Топливом является оксид урана (обогащенный до 45-90% по урану-235) или МОХ топливо – смесь оксидов урана и плутония. Активная зона имеет высоту 45 см и диаметр 40 см. В качестве теплоносителя используется натрий, нагреваемый с 330 до 530 °С.

Проектный ресурс эксплуатации реактора БОР-60 был установлен в 20 лет, т.е. до конца 1989 г. Работы по продлению срока эксплуатации реакторной установки БОР-60 ведутся с начала 80-х годов. За эти годы были проведены неоднократные комплексные обследования реактора с продлением срока его эксплуатации. В настоящее время имеется лицензия на эксплуатацию реактора до 2020 года. Спрос на облучение различных материалов в реакторе БОР-60 огромен. Заказчиком работ выступает как Росатом, так и ведущие страны мира (США, Франция, Япония, Италия, Бельгия, Китай, Корея и др.). 

Направления исследований

  • Получение экспериментальных данных по изменению свойств топливных, поглощающих и конструкционных материалов для различных типов реакторов под действием облучения.
  • Обоснование работоспособности различных топливных композиций в условиях нормальной эксплуатации, переходных режимов и аварийных ситуациях.
  • Обоснование реализации замкнутого ядерного топливного цикла.
  • Повышение безопасности эксплуатации систем и оборудования различных типов ядерных реакторов.
  • Разработка усовершенствованных методов накопления и получения радионуклидных препаратов с необходимой удельной активностью.

Перспективные направления исследований

  • Исследования работоспособности и поведения под облучением конструкционных, поглощающих и топливных материалов ядерных реакторных установок различного назначения (энергетических, транспортных, исследовательских, космических и др.) в условиях, соответствующих штатным режимам их эксплуатации (стационарных и переходных), а также проектных аварий.
  • Разработка методик, устройств и проведение испытаний, в том числе инструментованных, топливных, поглощающих и конструкционных материалов для ядерных энергетических и исследовательских установок нового поколения.
  • Усовершенствование наработки радионуклидной продукции различного назначения.
По постановлению ЦК КПСС и Советом Министров СССР от 1974 года два сотрудника ФЭИ  Карпов А.В. и Козлов Ф.А. были награждены Государственной премией СССР за участие в создании реактора БОР-60. Позже Указом Президента Российской Федерации от 6 июля 2000 года за большой вклад в создание и эксплуатацию реакторной установки БОР-60 и многолетний добросовестный труд ряд сотрудников ГНЦ РФ – ФЭИ был награжден высокими государственными наградами: Казачковский О.Д., Лихачев Ю.И., Матвеев В.И., Поплавский В.М., Волчков Л.Г., Иваненко В.Н.