Три контура и петли Для обеспечения надежной и безопасной эксплуатации реактора МБИР предусматривается максимально возможное использование референтных технических решений (в том числе ранее использованных в БОР‑60). В МБИРе будет использована трехконтурная схема передачи тепла от реактора к окружающей среде: теплоноситель первого и второго контуров — натрий, третьего — вода.
В составе МБИРа (помимо реакторной установки) предусмотрены паротурбинная и петлевые установки, транспортно-технологические системы, вертикальные и горизонтальные экспериментальные каналы, комплекс исследовательских защитных камер, лабораторный комплекс.
По техническим характеристикам МБИР станет самым мощным из эксплуатируемых и сооружаемых в мире реакторов: его тепловая мощность составит 150 МВт, электрическая — 55 МВт.
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 отработку 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 ЗЯТЦ;
- испытания, апробацию и подтверждение надежности новых типов оборудования различных технологических систем, инновационных приборов и систем управления, контроля и диагностики реакторов.
Проектом предусмотрена возможность размещения в МБИРе уникального экспериментального оборудования, в том числе нескольких независимых петлевых установок с разными видами теплоносителей (натрий, свинец, свинец-висмут, газ и другие). Это позволит одновременно моделировать режимы реакторов с разными теплоносителями, исследовать конструкционные и топливные материалы в обоснование реакторных концепций поколения IV.
Помимо экспериментальных задач, для максимально эффективного использования облучательных возможностей МБИРа в составе установки предусмотрены создание комплекса по нейтронному легированию кремния (включая слитки больших диаметров) для нужд радиоэлектроники, а также возможность наработки радиоизотопной продукции медицинского и промышленного назначения.
Кроме того, планируется, что паротурбинная установка МБИРа будет обеспечивать электроэнергией и теплом не только площадку ГНЦ НИИАР, но и жителей Димитровграда.
В качестве штатного топлива для МБИРа предусмотрено виброуплотненное МОХ‑топливо. Такое топливо уже производится на площадке АО «ГНЦ НИИАР». В то же время МБИР позволяет использовать и альтернативные виды топлива, как уранового (на основе двуокиси высокообогащенного урана), так и плотного уран-плутониевого (нитридного, металлического).
Высокая плотность потока нейтронов в МБИРе позволит гораздо быстрее проводить ресурсные и радиационные исследования различных материалов; например, достичь радиационного воздействия 180÷200 смещений на атом (мера радиационной повреждаемости материалов вследствие бомбардировки частицами высокой энергии) в МБИРе можно за шесть-семь лет, а в реакторе БОР‑60 — лишь за 10 лет.
Достижение столь высоких уровней радиационного воздействия, а также изучение поведения конструкционных материалов при сверхвысоких повреждающих дозах позволят разрабатывать конструкционные материалы, способные обеспечивать безопасную эксплуатацию коммерческих ядерных реакторов (типа ВВЭР) до 80 лет и более, и изучать их свойства