БОР-60



БОР-60 — (быстрый опытный реактор) 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») представлял 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.

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.

Активная зона

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*10^15 см^-2*с^-1 (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.