Interested Article - БОР-60

БОР-60 — (быстрый опытный реактор, 60 мегаватт) многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах в НИИАР , г. Димитровград . Строительство начато в 1965 году, в 1968 произведен физический пуск, через год — энергетический . Используется для изучения новых видов ядерного топлива, создания новых конструкционных материалов и теплоносителей ядерных реакторов, производства и изучения изотопов, испытаний оборудования для атомных электростанций. Наряду с многоцелевым исследовательским реактором ВК-50 (электрической мощностью 50 МВт), один из двух реакторов в НИИАР, вырабатывающих электроэнергию.

Реактор БОР-60 (разработчик проекта РУ — АО «ОКБ Гидропресс») представляет собой следующую ступень в освоении технологии быстрых натриевых реакторов после реактора БР-5 ,и разрабатывался с более широкими возможностями по проведению различных исследований.

Опыт, полученный в процессе разработки, строительства и эксплуатации реакторов БР5/10 и БОР-60, позволил в начале 60-х годов прошлого столетия приступить к проектированию и созданию опытно-промышленного реактора БН-350 .

С 2010 по 2020 были выполнены работы по техническому перевооружению и продлению срока эксплуатации реакторной установки. По результатам комплексного обследования систем, важных для безопасности реактора, срок эксплуатации продлён до 31 декабря 2025 года. В настоящее время на территории НИИАР ведется строительство нового реактора МБИР на замену БОР-60.

Основные характеристики реактора

Топливом является оксид урана ( обогащенный до 45-90 % по урану-235 ) или смесь оксидов урана и плутония . АЗ имеет высоту 45 см и диаметр 40 см. В качестве теплоносителя используется натрий, нагреваемый с 330°С до 530°С.

Характеристика	Величина
Тепловая мощность реактора	60 МВт
Электрическая мощность	12 МВт
Максимальная плотность нейтронного потока, $\textstyle {\frac {1}{{\text{см}}^{2}\cdot {\text{с}}}}$	3,7⋅10 ¹⁵
Расход натрия через реактор, м ³ /ч	до 1100
Скорость натрия в АЗ , м/с	до 8
Средняя энергия нейтронов, МэВ	до 0,4
Расход натрия в двух петлях второго контура, м ³ /ч	до 1400
Продолжительность микрокампании, суток	до 90
Скорость набора повреждающей дозв, сна/год	до 20

Активная зона

Характеристика	Величина
Количество ячеек	265
Количество ячеек для ТВС	156
Количество ячеек для СУЗ	7
Количество ячеек инструментировнных	1
Количество штатных ТВС	85-124
Максимальное количество экспериментальных нетопливных сборок в АЗ	12

Экспериментальные возможности реактора

В различные ячейки реактора может быть загружено большое количество экспериментальных сборок, при этом величина плотности потока нейтронов (Fn) в отдельных ячейках может отличаться более чем в 3 раза при максимальном значении $3,7\cdot 10^{15}~{\frac {1}{{\text{см}}^{2}\cdot {\text{с}}}}$ (при тепловой мощности 60МВт и компактной загрузке реактора).
В АЗ возможно одновременное размещение до 12 экспериментальных облучательных устройств (ОУ) с конструкционными материалами.
Количество экспериментальных ТВС с перспективными топливными композициями в активной зоне и ОУ с конструкционными материалами в боковом экране практически не регламентируется.
В реакторе имеется специальный термометрический канал, позволяющий размещать экспериментальные устройства непосредственно в активной зоне с выводом информации об условиях облучения материалов по линиям связи.
Реактор оснащён также двумя горизонтальными (ГЭК) и 9-ю вертикальными (ВЭК) каналами, расположенными за корпусом реактора.
Накоплен большой опыт по созданию и использованию различных инструментованных экспериментальных устройств, в том числе петель-ампул с принудительной и естественной циркуляцией, использующих в качестве теплоносителя натрий и тяжёлые металлы.

Производство радионуклидной продукции

В реакторе БОР-60 ведется наработка Sr-89 и Gd-153, которые являются одними из основных изотопов, включенных в номенклатуру планируемого к созданию в Димитровграде Федерального Центра медицинской радиологии. В отдельные микрокампании реактора загрузка активной зоны нетопливными экспериментальными ОУ составляла максимально разрешенное количество 12 шт, максимальная загрузка бокового экрана экспериментальными ОУ достигала 8 шт.

Основные направления исследования

Исследования деформации радиационного роста и радиационной ползучести трубчатых образцов циркониевых сплавов в областях температур С и °С;
Экспериментальные исследования термической стабильности радиационного роста и радиационных повреждений структуры плоских и криволинейных (сегментных) образцов циркониевых сплавов при температуре облучения 330 С;
Исследование материалов ВКУ для обоснования работоспособности ВВЭР со сроком эксплуатации 60 лет при температуре облучения образцов 340ºС до повреждающей дозы 70 сна;
Реакторные испытания образцов кремнистых сталей марок 10Х15Н9С3Б1-Ш (ЭП302-Ш) и 04Х15Н11С3МТ- ВИ при двух уровнях температуры до повреждающей дозы 34 сна и чугуна СПЧФ до повреждающей дозы 5-6 сна для сравнительных исследований деградации физико-механических свойств под воздействием реакторного облучения;
Исследования внутриреакторной длительной прочности материалов оболочек твэлов реактора СВБР-100 (сталь ЭП-823Ш) при температуре ºС;
Реакторные испытания капсул с образцами гидрида гафния в активной зоне реактора БОР-60 при температурах (500±20) С и (600±30) С;
Ресурсные испытания макетов твэлов РУ СВБР-100 при температуре внутренней поверхности оболочки твэла в горячем пятне на первом этапе испытаний 500±30ºС и линейных нагрузках 350 Вт/см;
Реакторные испытания 19-ти твэльной разборной ЭТВС в обоснование работоспособности:
- твэла с виброуплотнённым МОКС-топливом с различными вариантами расположения в твэлах теплоизоляторов- геттеров;
- твэла с таблеточным МОКС-топливом, изготовленным в ОАО «ГНЦ НИИАР».

Практическое экспериментальное обоснование новых технологий

Экспериментальное обоснование материалов БН-К;
Эксперименты по обоснованию конструкционных материалов реактора СВБР;
Эксперименты по обоснованию конструкционных материалов реактора БРЕСТ-ОД;
Эксперименты по обоснованию плотного топлива;
Эксперименты в обоснование новых материалов для тепловых реакторов.

См. также

Примечания

. Atominfo.ru. 2009-02-18. из оригинала 18 мая 2013 . Дата обращения: 26 декабря 2013 .
. Атомная энергия 2.0 (17 августа 2020). Дата обращения: 1 сентября 2020. 4 ноября 2021 года.
от 28 декабря 2013 на Wayback Machine // ФГУП «ГНЦ РФ — ФЭИ»