МБИР

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск
МБИР
MBIR
Тип реактора

реактор на быстрых нейтронах

Назначение реактора

исследовательский

Технические параметры
Теплоноситель

I/II контур: натрий, III контур: вода-пар

Топливо

смешанное оксидное уран-плутониевое

Тепловая мощность

150 Мегаватт

Электрическая мощность

50 Мегаватт

Разработка
Научная часть

АО «ГНЦ РФ-ФЭИ»

Предприятие-разработчик

АО «НИКИЭТ»

Строительство и эксплуатация
Строительство первого образца

2015-2020

Местонахождение

АО «ГНЦ НИИАР»

Географические координаты

54°11′12″ с. ш. 49°28′55″ в. д.HGЯO

МБИР — строящийся в России в г. Димитровград (АО «ГНЦ НИИАР») многоцелевой научно-исследовательский реактор четвёртого поколения на быстрых нейтронах[1]. Строительство началось в 2015 году. Ввод реактора в эксплуатацию намечен на 2020 год. На базе МБИР планируется создать Международный центр исследований. Целью сооружения МБИР является создание высокопоточного исследовательского реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами для реализации следующих задач: проведение реакторных и послереакторных исследований, производство электроэнергии и тепла, отработка новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов.

ИЯУ МБИР включает в свой состав реакторную установку с двумя натриевым контурами охлаждения и третьим пароводяным контуром, паротурбинную установку, транспортно-технологические системы, петлевые установки, вертикальные и горизонтальные экспериментальные каналы, комплекс исследовательских защитных камер, лабораторный комплекс.

Основным предназначением реактора МБИР является проведение массовых реакторных испытаний инновационных материалов и макетов элементов активных зон для ядерно-энергетических систем 4-го поколения, включая реакторы на быстрых нейтронах с замыканием топливного цикла, а также и тепловые реакторы малой и средней мощности.

По своей функциональности МБИР полностью покрывает возможности реактора БОР-60. При вводе МБИР в активную эксплуатацию реактор БОР-60 остановят.

Уникальность[править | править код]

МБИР уникален не только малочисленностью подобных установок но и идеологией и конструкцией. Любые исследовательские реакторы выполняют три задачи:

  • облучение материалов и сборок для после-реакторного исследования;
  • изучения поведения материалов и сборок прямо в реакторе (инструментированные сборки);
  • вывод нейтронного/нейтринного излучения в лабораторные установки вокруг.

Однако, выбор конструкции реактора резко ограничивает круг исследования именно такой конструкцией. Т.е. невозможно исследовать вопросы быстрых реакторов на установке с водяным охлаждением-замедлением. Или вопросы свинцовой коррозии в условиях облучения в натриевом реакторе. Или высокотемпературную стойкость материалов в реакторе с максимальной рабочей температурой 500 С.

МБИР решает эти 3 задачи разом. Через его активную зону проходят специальные каналы, в которых можно установить отдельную петлю со своим теплоносителем, своей ТВС, своей температурой. Таким образом в одном реакторе получает экспериментировать на широком спектре концепций ядерных установок. Такой подход с модульными вставными петлями позволяет изучать и аварийные режимы, например разрывов твэлов в петле, или попаданий воздуха в натрий.

Характеристики[править | править код]

Кроме уникальных возможностей МБИР несет и традиционные свойства:

  1. Сверхмощный поток быстрых нейтронов до 5*10^15 н/см^2;
  2. Температуры от 320°С до 550°С;
  3. Наработка повреждающих доз до 33 с.н.а. в год;
  4. 14 каналов для неинструментированных сборок внутри АЗ;
  5. 72 позиции снаружи ( исследование опытных ТВС БР, наработка изотопов, материаловедческие эксперименты);
  6. 3 экспериментальных канала для инструментированных сборок в АЗ;
  7. 4 горизонтальных канала выводящих нейтронное излучение в лаборатории;
  8. 2 канала, выводящих нейтроны для ядерной медицины;
  9. 12 вертикальных каналов для ядерного легирования кремния;
  10. 2 канала для нейтронного активационного анализа.

Разумеется, на МБИР можно исследовать любые виды топлива (уран, плутоний, торий), любые материалы оболочек.

Активная зона[править | править код]

АЗ набрана из 96 сборок(ТВС) диаметром 72мм и высотой 700мм. Количество твэлов в ТВС - 91.Температура натрия на входе 309 °С, на выходе 547 °С. По нейтронному потоку и с.н.а. в год МБИР превосходит конкурентов в два раза (БОР-60, FBTR, Jules Horowitz), т.е. это будет самая производительная установка своего класса в мире.

Время работы между перегрузками - не менее 100 эф.суток.

Реакторная установка[править | править код]

Наименование Значение
Тепловая мощность реактора, МВт 150
Мощность электрическая, МВт 55
Компоновка Петлевая
Количество петель охлаждения в РУ 2
Количество контуров охлаждения в РУ 3
Теплоноситель I, II контура и контура САОТ Натрий
Рабочее тело III контура Вода-пар
Принцип теплоотвода от активной зоны Принудительная циркуляция при работе реактора на мощности.

Естественная циркуляция в режимах останова.

Тип топлива в рабочих (штатных) ТВС Смешанное оксидное уран-плутониевое
Проектный срок службы, лет 50

Топливо[править | править код]

Топливо - вибро-уплотненный или таблеточный MOX с содержанием плутония до 38% (для достижения высоких флюэнсов). 

См. также[править | править код]

Примечания[править | править код]

  1. Строительство исследовательской ядерной установки Многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах МБИР (ИЯУ МБИР). Автономная некоммерческая организация «Центр развития ядерного инновационного кластера города Димитровграда Ульяновской области». Проверено 26 декабря 2013.

Литература[править | править код]

  • Фридман В. Энергетическое трио, Новая платформа // В мире науки, № 12, 2013

Ссылки[править | править код]