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