Открыть главное меню

Изменения

9015 байт добавлено ,  2 года назад
Нет описания правки
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 (реактор)|БР-5]],и разрабатывался с более широкими возможностями по проведению различных исследований.
Окончание работы реактора ожидается около 2020 года<ref>{{cite news|url=http://www.rosatom.ru/journalist/atomicsphere/3541ff8044872c60afeaaffdd2ede0d2|title=Срок службы исследовательского реактора БОР-60 будет продлен на период после 2015 года|date=01.11.2010 |publisher=Nuclear.Ru|accessdate=2013-12-26}}</ref>.
 
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]].
Тепловая мощность реактора 60 МВт, электрическая — 12 МВт (чистая 11 МВт). Топливом является оксид урана (обогащенный до 45-90 % по урану-235) или [[MOX-топливо|смесь оксидов урана и плутония]]. Активная зона имеет высоту 45 см и диаметр 40 см. В качестве теплоносителя используется натрий, нагреваемый с 330°С до 530°С.<ref>[http://www.ippe.ru/podr/ippe1/rpr/3-5rpr.php Исследовательский быстрый реактор БОР-60 (Димитровград)] // ФГУП «ГНЦ РФ — ФЭИ»</ref>
 
Окончание работы реактора ожидается около 2020 года<ref>{{cite news|url=http://www.rosatom.ru/journalist/atomicsphere/3541ff8044872c60afeaaffdd2ede0d2|title=Срок службы исследовательского реактора БОР-60 будет продлен на период после 2015 года|date=01.11.2010 |publisher=Nuclear.Ru|accessdate=2013-12-26}}</ref>, с вводом в эксплуатацию [[МБИР]].
 
== Основные характеристики реактора ==
Тепловая мощность реактора 60 МВт, электрическая — 12 МВт (чистая 11 МВт). Топливом является оксид урана (обогащенный до 45-90 % по урану-235) или [[MOX-топливо|смесь оксидов урана и плутония]]. Активная зона'''АЗ''' имеет высоту 45 см и диаметр 40 см. В качестве теплоносителя используется натрий, нагреваемый с 330°С до 530°С.<ref>[http://www.ippe.ru/podr/ippe1/rpr/3-5rpr.php Исследовательский быстрый реактор БОР-60 (Димитровград)] // ФГУП «ГНЦ РФ — ФЭИ»</ref>
{| class="wikitable"
!Характеристика
!Величина
|-
|Тепловая мощность реактора
|60 МВт
|-
|Электрическая мощность
|12 МВт
|-
|Максимальная плотность нейтронного потока, см^-2*с^-1
|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 ==
{| class="wikitable"
!Характеристика
!Величина
|-
|Количество ячеек
|265
|-
|Количество ячеек для ТВС
|156
|-
|Количество ячеек для СУЗ
|7
|-
|Количество ячеек инструментировнных
|3
|-
|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*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.
 
== См. также ==
* [[МБИР]]
* [[БР-5 (реактор)|БР-5]]
 
== Примечания ==
== Ссылки ==
* [http://www.niiar.ru/?q=node/101 НИИАР — БОР-60]
* http://www.myshared.ru/slide/130280/
 
{{Ядерные реакторы России}}