Крупнейший в России научно-исследовательский институт, в котором работает 6 исследовательских реакторов, с помощью которых учёные изучают ключевые направления развития ядерной энергетики, находится в Димитровграде Ульяновской области. В институте также действует крупнейший в Европе комплекс для послереакторных исследований элементов активных зон атомных реакторов, комплекс установок для НИОКР в области ядерного топливного цикла, радиохимический комплекс и комплекс по обращению с радиоактивными отходами.

На базе ГНЦ НИИАР испытывают и исследуют инновационные материалы для создания реакторов нового поколения, создают новые энергоблоки с реакторами ВВЭР (теплоноситель и замедлитель — вода), разрабатывают инновационные ядерные технологии и многое другое.

Заместитель директора проектного офиса, начальник департамента строительства МБИР Киверов Сергей Александрович расказал о ходе возведения нового объекта:

«В настоящий момент смонтирована 81 тысяча кубов железобетонных конструкций (из 190 тыс.), установлена опалубка с арматурой для следующей заливки бетона, заказано и размещено оборудование совмещённого монтажа. Часть такого оборудования уже получена и в ближайшее время планируется именно совмещённый монтаж: большие дренажные баки 40-, 50- и 12-кубовые для дренирования натрия. Получен 125-тонный кран, корпус реактора находится в изготовлении, ожидаем его в середине 2018 года.

До конца 2017 года мы планируем смонтировать оборудование совмещенного монтажа и полностью выйти из нулевой отметки строительства бетоннных блоков, закончить обратную засыпку котлована. Также мы планируем дойти до отметок в +20 метров из 55 в целом и завершить строительство вспомогательных объектов — убежище ГО, дренажная насосная станция и также резервуары пожаротушения».

По словам Сергея Киверова, монтаж реактора будет проводиться параллельно со строительством. Корпус реактора изготавливается на Волгодонском заводе «Атоммаш», кольца тепловой защиты изготавливаются на заводе Петрозаводскмаш (оба предприятия являются филиалами ЗАО «АЭМ-Технологии» и входят в ОАО «Атомэнергомаш» — машиностроительный дивизион государственной корпорации «Росатом»).

Подрядчиков строительства выступает «Уралэнергострой», у которого большой опыт в части строительства реакторов на быстрых нейтронах. Так, именно этот подрядчик в своё время построил и успешно сдал в эксплуатацию четвёртый блок Белоярской АЭС.

Отвечая на вопросы журналистов, рассказчик отметил:

«Основное направление — это научные исследования перспективных видов топлива и перспективных конструкционных элементов, которые в двльшейшем должны использоваться в промышленных реакторах. Параллельно будет осуществляться выдача электроэнергии и тепла для нужд Димитровграда — реактор будет способен вырабатывать 55 мегаватт в час».

Исследование самых разных видов топлива — от топлива для флота и до космических летательных аппаратов — будет проводиться в более плотных и быстрых потоках нейтронов в значительно сокращённые сроки: вместо полугода время проведения исследования может занять всего месяц или полтора. На новом реакторе будет 5 петлевых установок с различными типами теплоносителей, из которых одновременно работать смогут три петли.

Реактор МИР работает по подобной схеме уже более 50 лет, и в основном на нём используются водо-водяные петлевые установки. На МБИРе в рамках общемировых тенденций перехода на другие теплоносители предусмотрено использование свинцовых, натриевых, свинцово-висмутовых, газовых и теплоносителей из расплавов жидких солей. Эти теплоносители не замедляют нейтроны в отличие от воды и реактор с их применением работает под значительно меньшим давлением, снижая расход дорогих сталей для изготовления менее толстого корпуса. Также натрий, к примеру, практически не вызывает коррозию конструкционных материалов.

Тепловая мощность реактора на быстрых нейтронах составит 150 мегаватт, плотность потока нейтронов достигнет 5,3х10 в 15 степени, температура стандартная — 300 градусов.

Преимуществом исследовательского реактора на быстрых нейтронах станет использование замкнутого топливного цикла. Это происходит так: в реакторе на быстрых нейтронах облучают уран-238, выделенный из отработанного ядерного топлива. В результате образуется плутоний-239, который используют для получения топлива для большинства ядерных реакторов в мире. Если говорить проще, быстрый реактор производит плутоний для тепловых реакторов и для себя самого, причём производит больше топлива, чем потребляет.

Таким образом, МБИР будет работать на МОХ-топливе (англ. mixed oxydes — смешанные оксиды, смесь диоксидов плутония и урана) которое и будет производить. Производством такого топлива путём переработки ОЯТ будет заниматься полифункциональный радиохимический комплекс, который сооружается вместе с МБИРом. Топливо можно будет проводить через замкнутый цикл до 8 раз.

Новый мощный реактор четвёртого поколения будет способен решать широкий спектр исследовательских задач — от изучения новых видов ядерного топлива, теплоносителей и конструкционных материалов до производства изотопов в том числе и для медицины. Дальнейшее развитие технологии быстрых реакторов в сочетании с крупным производством по переработке ОЯТ для замыкания ядерного топливного цикла позволит более эффективно использовать имеющиеся запасы урана.

В целом это поможет решить проблемы охраны окружающей среды и национальной безопасности — снизится добыча урана, уменьшится время хранения ОЯТ и их потенциальная опасность.