вых, обеспечения надежности, безопасности и экономической эффек-
тивности быстрых реакторов нового поколения, а также реальные воз-
можности отечественного энергомашиностроения, значительные успе-
хи российских ученых в разработке новых топливных и конструк-
ционных материалов (МОХ-топлива с урановым геттером кислоро-
да [3], малоактивируемых сталей, сталей, упрочненных нанооксидами
иттрия [4]), авторы предлагают возможный вариант активной зоны
реактора МБИР, несколько отличающийся от разрабатываемого спе-
циалистами предприятия Главного конструктора — ОАО НИКИЭТ
им. Н.А. Доллежаля. Эти отличия состоят в следующем.
1. Предлагается использовать виброуплотненное МОХ-топливо на
основе оружейного плутония с урановым геттером кислорода (10% по
массе).
2. Исследовательские петлевые каналы для испытаний твэлов и
экспериментальных ТВС реакторов типа БРЕСТ [5] предлагается из-
готавливать из стали ЭП-450 с вольфрамовым слоем, нанесенным на
внутреннюю поверхность с помощью низкотемпературного плазмен-
ного напыления.
3. Нейтроны — полезный продукт исследовательского реактора.
Для эффективного использования нейтронов предлагается частично
или полностью заменить боковой стальной отражатель, содержащий
сборки из “холостых” твэлов (стальных стержней), сборками, содер-
жащими трубки с радиоактивными отходами (99Тс и/или 14С) с целью
трансмутации последних.
4. Для увеличения плотности нейтронов в реакторе и исследова-
тельских каналах из активной зоны целесообразно убрать “лишние”
поглощающие материалы — чехлы ТВС, уменьшить толщину стенок
петлевых каналов (что возможно при использовании труб с вольфра-
мовым напылением).
В числе основных задач МБИР — материаловедческие исследова-
ния и ресурсные испытания ТВС быстрых реакторов разных типов. За
исключением БОР-60, в нашей стране материаловедческие исследо-
вания преимущественно проводятся в исследовательских реакторах,
работающих в надтепловом и промежуточном спектрах нейтронов.
Один из основных показателей исследовательского реактора — коэф-
фициент качества (КК) — отношение средней (часто максимальной)
плотности потока нейтронов к тепловой мощности. Для реакторов
серии СМ (СМ-3) максимальная плотность потока
Φ
быстрых нейтро-
нов (точнее нейтронов с кинетической энергией
Е
>
0
,
821
МэВ) и КК
(определенный для этой плотности потока) выше, чем для реактора
БОР-60 [6–8]:
Φ
(БОР-60)
≈
10
15
см
−
2
·
с
−
1
;
Φ
(СМ)
≈
2
·
10
15
см
−
2
·
с
−
1
;
ISSN 1812-3368. Вестник МГТУ им. Н.Э. Баумана. Сер. “Естественные науки”. 2012. № 3
33
