Новый высокопроизводительный исследовательский реактор МБИР
Здание экспериментального комплекса с реактором МБИР.
8 мая 2015 года Ростехнадзор разрешил начать строительство исследовательского быстрого реактора МБИР в НИИАР в г. Димитровград. Это событие примечательно тем, что на сегодня в мире существует всего 2 постоянно работающих быстрых исследовательских реактора (НИИАРовский БОР-60 и Индийский FBTR) и один строится (Jules Horowitz во Франции, кстати, всего в 2 километрах от площадки ИТЭР). Остальные существующие БР являются либо энергетическими (БН-600), либо испытывают перманентные сложности с работой. В настоящее время именно БОР-60 является основной реакторной установкой в которой исследуются возможности продления сроков службы ВВЭР, новые конструкционные материалы для ядерных реакторов и даже для ИТЭР. Однако в 2020 году БОР-60 завершит свою кареру.
Проектные изображения экспериментального комплекса с реактором. Где-то в этом же здании должны быть размещены горячие камеры.
И изображения натриевых петель. IHX - промежуточный теплообменник 1-2 контура, RCP - ГЦН, EHX - теплообменник аварийного теплоотвода.
МБИР уникален не только малочисленностью подобных установок но и идеологией и конструкцией. Любые исследовательские реакторы выполняют три задачи - облучение материалов и сборок для послереакторного исследования, изучения поведения материалов и сборок прямо в реакторе (т.н. инструментированные сборки) и вывод нейтронного/нейтринного излучения в лабораторные установки вокруг. Однако, выбор конструкции реактора резко ограничивает круг исследования именно такой конструкцией. Т.е. вы не сможете исследовать вопросы быстрых реакторов на установке с водяных охлаждением-замедлением. Или вопросы свинцовой коррозии в условиях облучения в натриевом реакторе. Или высокотемпературную стойкость материалов в реакторе с максимальной рабочей температурой 500 С.
И МБИР решает эти вопросы. 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.
Здесь ТВС - топливная сборка, РО СУЗ - регулирующие органы системы управления и защиты, ЭК - экспериментальный канал (инструментированный), МС - материаловедческая сборка (экспериментальные ТВС), СБЭ - сборка бокового экрана (возспроизводство изотопов, мастериаловедение, экспериментальные ТВС), ОТВС - отработанные ТВС, ЗВРХ - внутриреакторное хранилище.
Кроме этой уникальной возможности МБИР несет и традиционные плюшки: сверхмощный поток быстрых нейтронов до 5*10^15 н/см^2, температуры 320-550 С, наработка повреждающих доз до 33 с.н.а. в год, 14 каналов для неинструментированных сборок внутри АЗ, 72 позиции снаружи (а это и исследование опытных ТВС БР и наработка изотопов и материаловедческие эксперименты), 3 экспериментальных канала для инструментированных сборок в АЗ, 4 выводящих нейтронное излучение в лаборатории горизонтальных каналов, 2 канала, выводящих нейтроны для ядерной медицины, вертикальных 12 каналов для ядерного легирования кремния, 2 канала для нейтронного активационного анализа. Разумеется, здесь можно исследовать любые виды топлива (уран, плутоний, торий), любые материалы оболочек.
С точки зрения реакторостроения же мы имеем классический быстрый натриевый реактор отечественной школы проектирования тепловой мощностью 150 мегаватт, с активной зоной набранной из 94 сборок диаметром 72 мм и высотой 700 мм, размещенной в корпусе с прокачиваемым через него натрием. Топливо - виброуплотненный или таблеточный MOX с содержанием плутония до 38% - это нужно для достижения высоких флюэнсов. Температура натрия на входе 309 градусов, на выходе 547. Теплоотвод осуществляется через промежуточный натриевый контур, и что самое интересное - будет вращать турбину мощностью 55 мегаватт, которая будет снабжать электроэнергией НИИАР и Дмитровоград.
Поскольку основным “продуктом” исследовательских реакторов все же является нейтронный поток и максимальная выдача с.н.а. СНА или смещений на атом - в этих единицах считается повреждающая доза элементов реактора. Так, в современных энергетических реакторах максимальная доза элементов оборудования за жизнь порядка 50 с.н.а., а в самых дальних перспективах сейчас ходят материалы, способные выдержать 160 и даже 200 с.н.а. Раньше для подтверждения характеристик таких материалов необходимо было облучать сборку в реакторе в течении 10(!) лет (кстати это является одной основных причин медленности разработки новых ядерных установок), то с МБИР этот срок можно будет сократить до 3-5 лет. 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.
Расчетные повреждающие дозы ВВЭР-1000.
Что ж, пожелаем Росатому и НИИАР успешного строительства и запуска МБИР по плану в 2020 году.