Специалисты отделения топливных технологий Научно-исследовательского института атомных реакторов (АО «ГНЦ НИИАР», входит в научный дивизион госкорпорации «Росатом») изготовили опытную партию тепловыделяющих элементов (твэлов) с виброуплотненным уран-плутониевым МОКС-топливом для многоцелевого быстрого исследовательского реактора МБИР, который строится в Ульяновской области. Работа была выполнена в рамках комплексной программы «Развитие техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации».

«Впервые изготовлена опытная партия твэлов нового дизайна. В последующем данные тепловыделяющие элементы будут входить в состав штатных тепловыделяющих сборок, используемых в активной зоне строящегося на площадке института реактора МБИР. Данная конструкция твэла обеспечивает высокую плотность нейтронного потока в активной зоне, что делает МБИР наиболее привлекательным аппаратом для проведения реакторных испытаний», – прокомментировал начальник отделения топливных технологий ГНЦ НИИАР Александр Святкин.

Продукция успешно прошла цикл предварительных и приемочных испытаний на соответствие технологической и конструкторской документации. Специальная комиссия «Росатома» с участием представителей Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ – ФЭИ, научный руководитель проекта), НИКИЭТ (главный конструктор), Машиностроительного завода (АО «МСЗ», предприятие-изготовитель комплектующих, входит в Топливный дивизион «Росатома») и ГНЦ НИИАР (эксплуатирующая организация) убедилась в качестве изготовления и признала твэлы годными для производства опытной партии ТВС МБИР. Комплекту документов присвоена литера «О1».

«ГНЦ НИИАР начинает подготовку к производству стартовой загрузки МБИР с целью обеспечения своевременного физического и энергетического пуска реактора», – заключил директор ГНЦ НИИАР Александр Тузов.

МБИР - крупнейший из действующих и сооружаемых на планете исследовательских реакторов, который обеспечит атомную отрасль современной и технологически совершенной исследовательской инфраструктурой на ближайшие 50 лет.

Уникальные экспериментальные и технологические возможности реактора МБИР позволят существенно расширить направления изучений в обоснование решений двухкомпонентной ядерной энергетики и замыкания топливного цикла, а также помогут на порядок ускорить создание безопасных ядерных энергетических установок Generation IV.

Предполагается, что МБИР заменит реактор БОР-60. Тепловая мощность инновационной установки — 150 МВт, электрическая — 55 МВт.