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 2035 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.