На производственной площадке «Атоммаш» специалисты начали изготовление корпуса многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (MBIR), который строится в Димитровграде. Об этом говорится в пресс-релизе компании «АЭМ-технологии», которая занимается его изготовлением.

В настоящее время идет механическая обработка первой большой заготовки — конического перехода нижней части корпуса реактора. Параллельно с ней ведется сварка первого шва обечайки верхней части изделия. Всего для реактора будет изготовлено 14 изделий, в том числе корпусные элементы и опорные конструкции. Полностью готовый корпус будет весить 83 тонны, иметь длину более 12 метров и диаметр четыре метра.

AEM-Technology

Трехмерная модель реактора MBIR. АО «ГНЦ НИИАР»

Сегодня в мире существует лишь два действующих быстрых исследовательских реактора — российский БОР-60 и индийский FBTR. Еще один (Jules Horowitz Reactor) строится  во Франции. Все остальные реакторы являются энергетическими. MBIR станет самым мощным из действующих, сооружаемых и проектируемых исследовательских реакторов в мире на сегодняшний день. Он заменит БОР-60, срок эксплуатации которого закончится в 2020 году. Реактор будет использовать натриевый теплоноситель, проектная тепловая мощность составит 150 МВт, энергетическая — 55 МВт. Строительство началось в сентябре 2015 года. Физический пуск реактора ожидается в 2019 году, энергетический — в 2020-м.

Одними из основных и важнейших задач на сегодня для ядерной энергетики являются замыкание ядерного топливного цикла и увеличение мощности реакторов. Обе этих задачи позволяют решать реакторы на быстрых нейтронах, которые используют для работы гораздо большую долю рождающихся нейтронов, могут использовать в качестве топлива плутоний, сжигать трансурановые элементы и нарабатывать новое топливо. Кроме того, выбор материалов для создания реакторов на быстрых нейтронах не зависит от их сечения поглощения, что упрощает процесс их проектирования.

Основными задачами для MBIR будут испытания конструкционных и поглощающих материалов, ядерного топлива и теплоносителей для новых и существующих типов реакторов, а также испытания и отработка режимов эксплуатации различных элементов реакторов, разработка новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов и производство электроэнергии. 

Автор: Александр Войтюк