В городе Димитровград Ульяновской области строится сегодня самый мощный из действующих и сооружаемых в мире исследовательских реакторов МБИР. Он поможет мировой атомной энергетике осуществить переход к замкнутому ядерному топливному циклу, сократив количество отходов и расширив ресурсную базу отрасли.
Российская стратегия развития атомной отрасли предполагает, в том числе, замыкание ядерного топливного цикла с широким применением реакторов на быстрых нейтронах. Той же концепции развития придерживаются и другие страны с развитой ядерной отраслью (прежде всего - Китай, Южная Корея, Индия, Франция). Но чтобы внедрить все инновации, необходимо проверить надежность решений, обосновать использование новых материалов и технологий. И тут без исследовательских реакторов не обойтись.
Исследовательские ядерные реакторы – основа научной инфраструктуры атомной индустрии. Россия сегодня лидирует по числу исследовательских ядерных установок разного типа (более 20% всего мирового парка исследовательских реакторов), а также по количеству высокопоточных исследовательских реакторов (чем выше поток нейтронов, тем быстрее достигается цель экспериментов по облучению объектов исследований в исследовательских реакторах). Правда многие установки в России были запущена более 40 лет назад. Так что настало время большой модернизации.
Отработка технологий атомной энергетики будущего в России ведется на многоцелевом научно-исследовательском реакторе на быстрых нейтронах БОР-60 (быстрый опытный реактор), который с 1969 года эксплуатируется на площадке НИИАР в Димитровграде. Вскоре срок эксплуатации этого реактора подойдет к концу, и его заменит МБИР. Причем не просто заменит, но и позволит существенно расширить экспериментальные возможности. 
По своим техническим характеристикам реактор МБИР является самым мощным из эксплуатируемых и сооружаемых реакторов в мире – тепловая мощность реактора МБИР составит 150 МВт, электрическая мощность – 55 МВт.
Исследовательская ядерная установка с реактором МБИР позволит проводить широкий спектр исследовательских и экспериментальных работ, в том числе:
- радиационные испытания перспективных конструкционных материалов,
- исследования ядерного топлива и поглощающих материалов в переходных, циклических и аварийных режимах работы,
- ресурсные испытания и отработка режимов эксплуатации топливных, поглощающих и других элементов активной зоны для инновационных реакторов следующего поколения с различными видами теплоносителей (натрий, свинец, свинец-висмут, газ и другие),
- реакторные исследования по технологиям замкнутого топливного цикла,
- испытания, апробация и подтверждение надежности новых типов оборудования различных технологических систем, инновационных приборов и систем управления, контроля и диагностики реактора.
- Росатом планирует создать на базе МБИР международный центр исследований, чтобы здесь проводились научные работы в интересах зарубежных стран-партнеров или мирового сообщества (например, в рамках международных организаций, таких как МАГАТЭ или Агентство по ядерной энергии ОЭСР).
Важные цифры
Тепловая мощность реактора − 150 МВт. Это примерно в 2,5 раза больше, чем мощность действующего исследовательского реактора БОР-60.
Максимальное значение плотности потока нейтронов − 5×1015 нейтронов / (см2·с). Это примерно в 1,5-2 раза больше, чем максимальное значение плотности потока нейтронов в реакторе БОР-60.
Проектный срок службы реактора МБИР – 50 лет.
Экспериментальные возможности реактора МБИР примерно в 3-4 раза выше, чем экспериментальные возможности реактора БОР-60.
Использованы фотографии с сайта НИИАР
