Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Опыт эксплуатации и продления срока службы экспериментального быстрого реактора БОР-60

18.05.2026 2026 - №02 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

А.А. Тузов А.Л. Ижутов Ю.М. Крашенинников И.Ю. Жемков А.Л. Петелин Ю.В. Набойщиков В.С. Неустроев Н.В. Киреев К.В. Попыванов

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.2.07

УДК: 621.039.51

Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением БОР-60 эксплуатируется с конца 1969 г. по настоящее время на проектных параметрах в течение более 55-ти лет. Реактор был спроектирован в качестве прототипа атомной электрической станции на быстрых нейтронах с целью обоснования принципиальных проектных технических решений для перспективных быстрых энергетических реакторов. Установленный проектом 20-летний срок эксплуатации несколько раз продлевался на основании положительных результатов работы оборудования и систем, обоснования остаточного ресурса с использованием получаемых уточненных данных радиационной и коррозионной стойкости элементов активной зоны, оборудования и трубопроводов натриевых контуров. Эксплуатация реакторной установки осуществляется без замены основного технологического оборудования первого и второго контуров охлаждения с натриевым теплоносителем, основных компонентов третьего пароводяного контура, таких как паровая турбина, электрогенератор и т.д. Полученный опыт эксплуатации реактора был использован при создании энергетических реакторов БН-350, БН-600 и проектов БН нового поколения. В реакторе БОР-60 проводились и продолжаются массовые высокодозные испытания различных топливных и конструкционных материалов для различных типов ядерных и термоядерных реакторов. Выполнены исследования по физике, динамике и безопасности реакторов типа БН, верификации расчетных кодов и т.д. В работе представлен краткий обзор основных результатов эксплуатации, включая работы по расчетно-экспериментальному обоснованию продления срока службы реактора БОР-60.

Ссылки

  1. Тузов А.А., Ижутов А.Л., Крашенинников Ю.М., Жемков И.Ю., Крюков Ф.Н. Роль исследовательского реактора БОР-60 в освоении и развитии быстрых реакторов. Атомная энергия. 2024;136(5–6):193–202. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/5395 (дата обращения 10.04.2026).
  2. Гаджиев Г.И., Ефимов В.Н., Жемков И.Ю., Корольков А.С. и др. Некоторые экспериментальные работы, выполненные на реакторе БОР-60. Атомная энергия. 2001;91(5):369–378. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/3888 (дата обращения 10.04.2026).
  3. Момотов В.Н., Волков А.Ю., Тихонова Д.Е. Послереакторные радиохимические исследования диоксидов нептуния и америция, облученных в реакторе БОР-60. Научный годовой отчет АО «ГНЦ НИИАР» за 2022 г. Димитровград, АО «ГНЦ НИИАР», 2023, с. 193–196. URL: https://elibrary.ru/download/elibrary_60033444_20958535.pdf (дата обращения 10.04.2026).
  4. Izhutov A.L., Krasheninnikov Y.M., Zhemkov I.Y., Varivtsev A.V., Naboishchikov Y.V., Neustroev V.S., Shamardin V.K. Prolongation of the BOR-60 reactor operation. Nuclear Engineering and Technology. 2015;47(3):253–259. DOI: 10.1016/j.net.2015.03.002
  5. Ижутов А.Л., Петелин А.Л., Крашенинников Ю.М., Жемков И.Ю., Харлов В.Б. Опыт эксплуатации реакторной установки БОР-60: работы по повышению безопасности и продлению срока эксплуатации. Международная конференция «Безопасность исследовательских ядерных установок». Тезисы докладов. Димитровград, 2021, с. 7–8. URL: https://www.niiar.ru/sites/default/files/conproc/tezisy_bezopasnost_iyau_19-21.05.21.pdf (дата обращения 10.04.2026).
  6. Мосунова Н.А. Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Часть 1: Базовые модели. Теплоэнергетика. 2018;5:69–84. DOI: https://doi.org/10.1134/S0040363618050065
  7. Вепрев Д.П., Кузьмичев С.А., Шершов А.В., Мосунова Н.А., Стрижов В.Ф., Боев А.В., Жемков И.Ю., Набойщиков Ю.В. Валидация интегрального расчетного кода ЕВКЛИД/V1 на экспериментальных данных БОР-60. Атомная энергия. 2023;134(3–4):223–228. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/5294 (дата обращения 10.04.2026).
  8. Ижутов А.Л., Крашенинников Ю.М., Полоз М.В., Болтыров А.А., Никитченко И.А. Расчетное обоснование прочности критических элементов РУ БОР-60 при продлении срока эксплуатации. Материалы XXIV Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. ОКБ «Гидропресс», Подольск, 2024, с. 90–98.
  9. Жемков И.Ю. Научно-методическое сопровождение эксплуатации исследовательского реактора на быстрых нейтронах: автореферат диссертации на соиск. учен. степ. д.т.н. Димитровград, 2014. URL: https://www.dissercat.com/content/nauchno-metodicheskoe-soprovozhdenie-ekspluatatsii-issledovatelskogo-reaktora-na-bystrykh-ne (дата обращения 10.04.2026).
  10. Жемков И.Ю., Набойщиков Ю.В., Ишунина О.В., Попыванов К.В. Расчетно-экспериментальная оценка флюенса нейтронов и повреждающей дозы на критических элементах реактора БОР-60. Научный годовой отчет АО «ГНЦ НИИАР» за 2022 г. Димитровград, АО «ГНЦ НИИАР», 2023, с. 53–55. URL: https://elibrary.ru/download/elibrary_60033257_57997567.pdf (дата обращения 10.04.2026).
  11. Меркулов А.И., Жемков И.Ю., Набойщиков Ю.В., Попыванов К.В. Расчет флюенса нейтронов и повреждающей дозы на критических элементах реактора БОР-60 по усовершенствованной нейтронно-физической модели с кодом нового поколения MCU-FR. Научный годовой отчет АО «ГНЦ НИИАР» за 2024 г. Димитровград, АО «ГНЦ НИИАР», 2025, с. 43–45. URL: https://elibrary.ru/download/elibrary_82507811_67999246.pdf (дата обращения 10.04.2026).
  12. Ижутов А.Л., Крашенинников Ю.М., Полоз М.В., Болтыров А.А., Никитченко И.А. Расчетные аспекты продления срока эксплуатации РУ БОР-60. XII Межотраслевой семинар «Прочность и надежность оборудования», АО «НИКИЭТ». Звенигород, 2024, с. 75–81.
  13. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86). М.: Энергоатомиздат, 1989. URL: https://docs.cntd.ru/document/1200037730 (дата обращения 10.04.2026).
  14. Крюков Ф.Н., Беляева А.В., Никитин О.Н., Гринь П.И., Жемков И.Ю., Скупов М.В., Тарасов Б.А., Забудько Л.М. Результаты облучения в БОР-60 и послереакторных исследований экспериментальных твэлов со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом. Атомная энергия. 2024;136(5–6):208–212. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/5397/5388 (дата обращения 10.04.2026).
  15. Жемков И.Ю., Набойщиков Ю.В. Эффективность выжигания минор-актинидов в быстром и промежуточном спектрах нейтронов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2025;1:31–43. URL: https://vant.ippe.ru/images/pdf/2025/issue2025-1-31-43.pdf (дата обращения 10.04.2026). EDN: EIBJPR.

реакторная установка БОР-60 активная зона тепловыделяющая сборка продление срока эксплуатации стойкость материалов СУЗ

Ссылка для цитирования статьи: Тузов А.А., Ижутов А.Л., Крашенинников Ю.М., Жемков И.Ю., Петелин А.Л., Набойщиков Ю.В., Неустроев В.С., Киреев Н.В., Попыванов К.В. Опыт эксплуатации и продления срока службы экспериментального быстрого реактора БОР-60. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 2. – С. 97-114. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.2.07 .

Открыть PDF файл