Реактор МБИР

станет одним из ключевых элементов обновления экспериментального потенциала атомной отрасли и самой высокопоточной исследовательской установкой

МБИР - крупнейший из действующих и сооружаемых на планете исследовательских реакторов, который обеспечит атомную отрасль современной и технологически совершенной исследовательской инфраструктурой на ближайшие 50 лет.

Уникальные экспериментальные и технологические возможности реактора МБИР позволят существенно расширить направления изучений в обоснование решений двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла, а также помогут на порядок ускорить создание безопасных ядерных энергетических установок Generation IV.

Исключительные физические характеристики реактора МБИР наилучшим образом подойдут для проведения материаловедческих экспериментов, отработки новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов, испытаний топлива, новых теплоносителей и многого другого.

Технические характеристики

Характеристика
Значение
Тепловая мощность, МВт
150
Электрическая мощность, МВт
55
Максимальная/средняя плотность потока нейтронов, см-2 × с -1
5,3 × 1015/ 3,1 × 1015
Топливо
МОКС
Топливный цикл, не менее, сут.
100
Компоновка реактора
Петлевая
Количество теплоотводящих петель
2
Схема охлаждения реактора
Трехконтурная
Циркуляция
Принудительная
Теплоноситель I и II контура / III контура
Натрий / Вода-пар
Давление в контуре, МПа
До 0,6
Температуры I контура, °C 
330-512
Коэффициент использования установленной мощности
0,65
Проектный срок службы, лет
50
Ввод в эксплуатацию, год
2028
Экспериментальный канал
Автономное петлевое устройство
Материаловедческая сборка
Тепловыделяющая сборка
Рабочий орган СУЗ
Сборка бокового экрана
Сборка защиты внутриреакторного хранилища
Ячейка внутриреакторного хранилища
Материаловедческая сборка
Экспериментальный канал
Автономное петлевое устройство

экспериментальные ВОЗМОЖНОСТИ

Медико-биологические исследования с использованием излучений реактора.
Материаловедческие исследования.
Испытание технологий замыкания ядерного топливного цикла.
Дожигание минорных актиноидов, многократный рециклинг.
Тестирование нового оборудования и проектных решений.
Обоснование надежности ресурса
и работоспособности.
Исследования в области безопасности.
Моделирование сложных многофакторных процессов.
Конструкционные материалы. Испытания дисперсно-упрочненных материалов, ферритно-мартенситных и аустенитных сталей.
Производство изотопов
Mo-99, Со-60, Gd-153,
Sr-85;89, I-125;131, Хе-127.
Тестирование топлива
и топливных элементов.
Различные керамические
и металлические композиции.
Фундаментальные и прикладные исследования, в том числе с использованием ультрахолодных нейтронов.
Исследования в петлях с разными теплоносителями
Не, Na, РЬ / Pb-Bi.
Тепловая мощность
150 МВт
Максимальная плотность потока нейтронов
Расчетный
срок
службы
50 лет
Автономные петлевые установки
Na, He,
Pb/Pb-Bi
Тепло
носитель
Na
Посмотреть видео

Неэнергетическое применение

Для развития научной программы экспериментальных исследований на базе реактора МБИР и широкого обсуждения возможностей реактора в области неэнергетического применения ядерных технологий регулярно проводятся заседания профильного комитета Консультативного Совета МЦИ МБИР.

Так, 26 мая 2023 года в Ташкенте, на базе Института ядерной физики Академии наук Республики Узбекистан, состоялось очередное заседание Комитета по неэнергетическому применению ядерных технологий Консультативного совета Международного центра исследований на базе реактора МБИР (МЦИ МБИР).

В мероприятии очно и в онлайн-формате приняли участие свыше 40 представителей крупнейших российских и зарубежных предприятий атомной отрасли, а также ведущих научных и образовательных организаций Узбекистана, Казахстана, КНР, Армении, Алжира, Бразилии, ЮАР, а также представители международных организаций - МАГАТЭ и ОИЯИ. Уникальное экспериментальное оснащение реактора МБИР обеспечит решение важнейших задач в области неэнергетического применения ядерных технологий.

С использованием излучений реактора будет возможно проведение широкого спектра медико-биологических исследований, включая бор-нейтронозахватную, нейтронную и комбинированную терапии, что обеспечит в будущем совершенствование инструментов ядерной медицины и организации практического использования нейтронных пучков для медицинских целей.


Мощная исследовательская база реактора МБИР представит широкие возможности для развития технологии производства радиоизотопов стронция, никеля, кобальта, гадолиния и источников на их основе, а также организовать наработку радионуклидов с низкими сечениями захвата нейтронов.

На базе реактора МБИР, в том числе с использованием ультрахолодных нейтронов, будут проводиться важнейшие фундаментальные и прикладные исследования. Полученные в ходе экспериментов на МБИР уникальные данные позволят обосновать исследования в области астрофизики.

Прикладные экспериментальные работы с использованием реакторного излучения обеспечат создание технологий и организацию производства по нейтронному легированию кремния, который широко используется в электронике.

Технические особенности МБИР позволят проводить экспериментальные исследования облученных в реакторе материалов и изделий в обоснование методик нейтронной радиографии и томографии облученных в реакторе материалов.

С помощью нейтронно-активационного анализа на МБИР будет возможно проведение массового многоэлементного анализа биологических, экологических и геологических образцов: ядерных исследований объектов культурного наследия, определение содержания токсичных элементов в окружающей среде, исследования новых медицинских препаратов и сорбентов, проверка качества и безопасности продуктов питания.

Развитие быстрых исследовательских реакторов

2028 г.
МБИР
Физический пуск в эксплуатацию многоцелевого быстрого исследовательского реактора
1981 г.
ИБР-2
ИБР-2 В Дубне (ОИЯИ) запущен импульсный исследовательский пучковый реактор на быстрых нейтронах. Единственный реактор в мире с подвижным отражателем
1969 г.
БОР-60
Запущен многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах (Быстрый Опытный Реактор) в АО "ГНЦ НИИАР" (г. Димитровград)
1960 г.
ИБР
В Дубне (ОИЯИ) запущен импульсный исследовательский пучковый реактор на быстрых нейтронах
1955 г.
БР-1
В АО "ГНЦ РФ - ФЭИ" (г. Обнинск) был пущен первый в нашей стране экспериментальный реактор на быстрых нейтронах БР-1
1952 г.
РФТ
В Курчатовском институте запущен исследовательский ядерный реактор. Первый в мире петлевой материаловедческий реактор канальной конструкции (Реактор физико-технический)
3
автономные
петлевые установки
6
закорпусные
горизонтальные каналы
14
неинструментованные
материаловедческие сборки
8
закорпусные
вертикальные каналы
3
инструментованные
экспериментальные каналы

Статус сооружения реактора мбир

Сентябрь 2023
Июнь 2023
Перейти в Медиабанк

ОПЕРАТОР РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ НИИАР

АО "ГНЦ НИИАР" является крупнейшим в России научно-исследовательским институтом, одним из градообразующих предприятий города Димитровграда. В институте действуют 6 исследовательских ядерных реакторов, крупнейший в Европе комплекс для послереакторных исследований элементов активных зон атомных реакторов, комплекс установок для НИОКР в области ядерного топливного цикла, радиохимический комплекс и комплекс по обращению с радиоактивными отходами.