Реакторное отделение
На территории НИИАРа расположены исследовательские реакторы СМ, МИР, БОР-60, ВК-50, РБТ-б, РБТ-10/1 и РБТ-10/2.
Исследовательские реакторы института с мощным комплексом для проведения после-реакторных исследований по своим характеристикам, значимости, задачам и масштабам использования относятся к уникальной национальной технологической базе России.
Специфической особенностью НИИАРа является наличие на компактной площадке большого количества исследовательских реакторов, объединенных общей инфраструктурой. Для обеспечения эксплуатации реакторов в институте функционируют единые системы:
-
внешнего и автономного энергоснабжения,
-
обеспечения дистиллятом и технической водой,
-
газоснабжения,
-
сбора, переработки и захоронения жидких и твердых радиоактивных отходов,
-
вентиляции и очистки загрязненного воздуха,
-
хранения отработавшего топлива;
-
а также централизованные подразделения:
-
по ремонту и профилактике оборудования,
-
поверке и метрологии контрольно-измерительных приборов,
-
по изготовлению нестандартного оборудования,
-
по обеспечению радиационной безопасности и контроля за окружающей средой,
-
по охране и физической защите, пожарной безопасностипо учету и хранению свежего ядерного топлива,
-
по материально-техническому обеспечению и подготовке кадров
-
по учету и хранению свежего ядерного топлива
В НИИАРе успешно эксплуатируются два исследовательских реактора собственной разработки, названные РБТ (реактор бассейнового типа).
Реактор РБТ-6
Основные направления исследований:
-
изучение закономерностей изменения механических свойств конструкционных и топливных материалов под действием реакторного излучения при различных температурах, различных видах нагружения и при воздействии различных коррозионных сред;
-
исследование механизмов выхода продуктов деления из топливных композиций в процессе облучения;
-
изучение теплопроводности, электропроводности и диэлектрической проницаемости материалов ядерной энерготехники в условиях облучения;
-
облучение образцов конструкционных материалов в заданных условиях при высокой стабильности параметров испытаний;
-
накопление радиоактивных нуклидов, главным образом, для научных исследований и здравоохранения;
-
ядерное легирование монокристаллического кремния.
Реактор на быстрых нейтронах БОР-60
Схема реактора БОР-60
1, 4 - входной и выходной патрубки
2 -тепловая и нейтронная защита корпуса реактора
3-активная зона
5-корпус
6-управляющий стержень
7-перегрузочный канал
8, 9 - большая и малая защитные поворотные пробки
Основные направления исследований:
-
массовые испытания тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок до выгорания более 30 % в стационарных, переходных и аварийных режимах;
-
испытания различных поглощающих нейтроны материалов;
-
радиационные испытания конструкционных реакторных материалов;
-
испытания электроизоляционных, магнитных и тугоплавких материалов для термоядерных реакторов;
-
исследования по радиационному материаловедению: определение дозовой зависимости формоизменения, длительной прочности и трещиностойкости в результате облучения при температурах от 330 до 1000°С до дозы 200 сна;
-
исследования для обоснования безопасности реакторов на быстрых нейтронах;
-
исследования и отработка технологии жидкометаллического теплоносителя: удаление примесей и радионуклидов для обеспечения необходимой чистоты и снижения дозовых нагрузок на персонал, контроль примесей в теплоносителе;
-
испытания опытных образцов реакторного оборудования и систем диагностики и защиты;
-
исследования технологии трансмутации и выжигания долгоживущих радионуклидов из отработавшего топлива различных реакторов;
-
радиационное легирование кремния для радиоэлектроники;
-
накопление высокоактивных изотопов для различных целей