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RIAR Das Forschungsinstitut für Atomreaktoren kurz Research Institute of Atomic Reactors russisch Научно исследовательск

RIAR

Das Forschungsinstitut für Atomreaktoren (kurz RIAR/Research Institute of Atomic Reactors; russisch Научно-исследовательский институт атомных реакторов) ist ein Institut zur Reaktorforschung in Dimitrowgrad (früher Melekess) in der Oblast Uljanowsk. Das Institut besitzt acht Kernreaktoren: SM, ARBUS (ACT-1), MIR.M1, RBT-6, RBT-10/1, RBT-10/2, BOR-60 und VK-50. Alle Reaktoren sind experimentelle Forschungsreaktoren. Das Institut befasst sich hauptsächlich seit den 1950er-Jahren mit dem Problem der Kernenergie.

Geschichte Bearbeiten

Das Institut wurde 1954 kurz nach der Inbetriebnahme des ersten Kernkraftwerks in Obninsk zur Erforschung der Probleme der Kernenergie gegründet. Dabei wurden mehrere Anlagen gebaut, unter anderem spezielle Gebäude zur Wiederverwertung von Kernbrennstoff, um die Menge des Atommülls zu verringern.

Im Oktober 1961 wurde der erste Forschungsreaktor mit der Bezeichnung SM in Betrieb genommen. 1992 wurde dieser Reaktor auf ein modernes Sicherheitsniveau gerüstet. Er ist für die Bestrahlung von Materialien mit Neutronen gedacht, um die Auswirkungen darauf zu testen. Außerdem kann man mit dem Reaktor den Neutronenfluss durch Brennelemente untersuchen.

1963 wurde dann der Kernreaktor ARBUS (ACT-1) in Betrieb genommen. Dieser ist ein organisch gekühlter Reaktor.

Im Januar 1964 wurde die erste Phase des Materials Science-Komplex in Betrieb genommen. Die zweite Phase des Komplexes wurde zur nicht-destruktiven Untersuchung von Full-Scale-Brennelementen gebaut. Der Komplex ermöglicht die Durchführung des vollen Zyklus eines Reaktors zu simulieren und verschiedene Materialien auf Hitzebeständigkeit, Flussdichte und Neutronen-Spektrum zu testen. Auch Brennelemente von WWER-Reaktoren, RBMK-Reaktoren und BN-Reaktoren können in diesem Komplex getestet werden. Die Ausrüstung reicht auch aus, um das Verhalten des Reaktorkerns sowie auch die Funktionen von Brennelementen in Notsituationen und das Entsorgen von zusammengeschmolzenen Brennelementen aus einem Reaktorkern zu untersuchen.

Kurz darauf wurde der radiochemische Komplex in Betrieb genommen. In diesem Komplex werden die wiederaufbereiteten Brennelemente studiert und das Verhalten der Radionuklide und dessen Nutzen für die Nuklearmedizin untersucht.

Am 18. Mai 1965 ging der VK-50-Reaktor in Betrieb. Dieser ist ein experimenteller, aber kommerzieller und somit bei der IAEO gemeldeter Reaktor. Die thermische Leistung des Reaktors lag bei 270 MW. 1989 wurde er stillgelegt. Schließlich entstand daraus der VK-300 Reaktor mit einer Leistung von 300 Megawatt. Dieser soll das erste Mal kommerziell im Kernkraftwerk Nordwest eingesetzt werden, das 2011 im Rahmen des Projekts 2007-2015 in Betrieb genommen werden soll. Heute ist der VK-50 wieder in Betrieb und liefert Fernwärme für die Stadt Dimitrowgrad und Elektrizität für die Umgebung. Dieser Reaktor ist zurzeit auf der ganzen Welt das einzige Heizkernkraftwerk.

Im Dezember 1966 ging der Reaktor MIR.M1 in Betrieb. Im Jahre 1979 wurde der Aufbau der Anlage neu gestaltet. Dieser Reaktor ist einer der größten der Welt. Er dient dazu, neue Brennstofftabletten für zukünftige Kernkraftwerke zu entwickeln.

Im Dezember 1969 wurde der Reaktor BOR-60 (Bystrij Opytnyj Reaktor; frei übersetzt schneller Versuchsreaktor) in Betrieb genommen. Der Reaktor ist ein Brutreaktor. Dieser sollte für die bessere Erforschung von Brutreaktoren und die Neutronentechnologie dienen. Der Reaktor wird mit Natrium gekühlt. Der Reaktor dient dazu, neuen Brennstoff für Brutreaktoren zu testen. Unter anderem wurde in diesem Reaktor für den noch nicht kommerziell genutzten BREST-Brutreaktor der Brennstoff entwickelt. Wenn der Reaktor sich im Normalbetrieb befindet, benutzt er einen extra für diesen Reaktor entwickelten Brennstoff, der einfach BOR-60-Brennstoff genannt wird.

In dem Jahr 1975 nahm dann der RBT-6 seinen Betrieb auf. Dieser Reaktor zählt zu den Pool-Typ-Reaktoren (Schwimmbadreaktor). Er soll Proben struktureller Materialien bestrahlen und Veränderungen feststellen. In den Jahren 1983 und 1984 nahmen dann die Reaktoren RBT-10/1 und RBT-10/2 den Betrieb auf. Diese sind Weiterentwicklungen des RBT-6.

1977 wurde der chemisch-technische Komplex in Betrieb genommen. Dieser ist der einzige der Welt. Dort wird erforscht, wie man durch Salzschmelzen Kernbrennstoff wiederaufbereiten könnte.

Heute befinden sich alle Anlagen noch bzw. wieder in Betrieb. Die KNK II in Deutschland wurde auf dem Grundmodell des BOR-60 erstellt. Der BOR-60 gilt als eine Revolution in der Brutreaktortechnik. Weltweit basieren fast alle Brutreaktoren auf dessen Prinzip.

Störfälle Bearbeiten

Der bislang schlimmste Vorfall ereignete sich im VK-50. Dabei ereignete sich am 7. Mai 1966 eine Leistungsexkursion durch schnelle Neutronen. Der Schichtleiter bekam dabei eine hohe Dosis Radioaktivität ab. Der Störfall war mit INES 3 bis 4 bewertet worden.

Daten der Reaktoren Bearbeiten

Reaktor Reaktortyp therm. Leistung Nettoleistung Bruttoleistung Baubeginn Betriebsaufnahme (Abschaltung) Stilllegung
SM PRESS. VESSEL 100 MWt - - 01.01.1956 10.01.1961 -
ARBUS (ACT-1) TANK 12 MWt - - 01.01.1963 01.01.1963 01.05.1988
VK-50 VK-Reaktor 200 MWt 50 MW 62 MW 01.10.1965 01.01.1966 01.01.1989
MIR.M1 Schwimmbad/Channels 100 MWt - - 01.01.1958 01.12.1966 -
BOR-60 Schneller Brüter 60 MWt 10 MW 12 MW 01.07.1965 01.12.1969 -
RBT-6 Schwimmbad 6 MWt - - 10.10.1970 10.01.1975 -
RBT-10/1 Schwimmbad 10 MWt - - 01.07.1982 01.12.1983 (01.03.1994)
RBT-10/2 Schwimmbad 7 MWt - - 01.06.1983 01.12.1984 -

Siehe auch Bearbeiten

Quellen Bearbeiten

  1. Research Reactor Database (RRDB) der IAEO
  2. ↑ (Memento vom 24. April 2009 im Internet Archive).
  3. Kernkraftwerke mit Siedewasserreaktor zur Stromerzeugung (Englisch) (PDF)
  4. World Nuclear Association (englisch)
  5. IAEA: Nuclear Knowledge Management.
  6. IAEA: Zusammenfassung aller Reaktoren und dessen Status (Englisch) (PDF)
  7. IAEA: Informationen über Schnelle Brüter der Welt (Englisch) (PDF)
  8. IAEA: Status of National Programmes on Fast Breeder Reactors (PDF) (englisch)
  9. IAEA: Inbetriebnahme und Planung des KNK und im Vergleich mit anderen Reaktoren (Englisch) (PDF)
  10. Mikhail V. MALKO: The Chernobyl Reactor: Design Features and Reasons for Accident
  11. IAEA: (Memento vom 24. Dezember 2008 im Internet Archive)
  12. ↑ Dieser Reaktor ist bei der IAEO sowohl als kommerzieller Reaktor als auch als Forschungsreaktor gemeldet.
  13. Initial phases of development and mastering SFR technology BOR -60
  14. Prolongation of the BOR-60 reactor operation doi:10.1016/j.net.2015.03.002

Weblinks Bearbeiten

Koordinaten: 54° 11′ 4″ N, 49° 28′ 1″ O

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Das Forschungsinstitut fur Atomreaktoren kurz RIAR Research Institute of Atomic Reactors russisch Nauchno issledovatelskij institut atomnyh reaktorov ist ein Institut zur Reaktorforschung in Dimitrowgrad fruher Melekess in der Oblast Uljanowsk Das Institut besitzt acht Kernreaktoren SM ARBUS ACT 1 MIR M1 RBT 6 RBT 10 1 RBT 10 2 BOR 60 und VK 50 1 2 Alle Reaktoren sind experimentelle Forschungsreaktoren Das Institut befasst sich hauptsachlich seit den 1950er Jahren mit dem Problem der Kernenergie Inhaltsverzeichnis 1 Geschichte 2 Storfalle 3 Daten der Reaktoren 4 Siehe auch 5 Quellen 6 WeblinksGeschichte BearbeitenDas Institut wurde 1954 kurz nach der Inbetriebnahme des ersten Kernkraftwerks in Obninsk zur Erforschung der Probleme der Kernenergie gegrundet Dabei wurden mehrere Anlagen gebaut unter anderem spezielle Gebaude zur Wiederverwertung von Kernbrennstoff um die Menge des Atommulls zu verringern 2 Im Oktober 1961 wurde der erste Forschungsreaktor mit der Bezeichnung SM in Betrieb 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und das Entsorgen von zusammengeschmolzenen Brennelementen aus einem Reaktorkern zu untersuchen 2 Kurz darauf wurde der radiochemische Komplex in Betrieb genommen In diesem Komplex werden die wiederaufbereiteten Brennelemente studiert und das Verhalten der Radionuklide und dessen Nutzen fur die Nuklearmedizin untersucht 2 Am 18 Mai 1965 ging der VK 50 Reaktor in Betrieb Dieser ist ein experimenteller aber kommerzieller und somit bei der IAEO gemeldeter Reaktor Die thermische Leistung des Reaktors lag bei 270 MW 1989 wurde er stillgelegt Schliesslich entstand daraus der VK 300 Reaktor mit einer Leistung von 300 Megawatt Dieser soll das erste Mal kommerziell im Kernkraftwerk Nordwest eingesetzt werden das 2011 im Rahmen des Projekts 2007 2015 in Betrieb genommen werden soll Heute ist der VK 50 wieder in Betrieb und liefert Fernwarme fur die Stadt Dimitrowgrad und Elektrizitat fur die Umgebung Dieser Reaktor ist zurzeit auf der ganzen Welt das einzige Heizkernkraftwerk 3 4 2 Im Dezember 1966 ging der Reaktor MIR M1 in Betrieb Im Jahre 1979 wurde der Aufbau der Anlage neu gestaltet Dieser Reaktor ist einer der grossten der Welt Er dient dazu neue Brennstofftabletten fur zukunftige Kernkraftwerke zu entwickeln 2 Im Dezember 1969 wurde der Reaktor BOR 60 Bystrij Opytnyj Reaktor frei ubersetzt schneller Versuchsreaktor 5 in Betrieb genommen Der Reaktor ist ein Brutreaktor 6 Dieser sollte fur die bessere Erforschung von Brutreaktoren und die Neutronentechnologie dienen Der Reaktor wird mit Natrium gekuhlt Der Reaktor dient dazu neuen Brennstoff fur Brutreaktoren zu testen Unter anderem wurde in diesem Reaktor fur den noch nicht kommerziell genutzten BREST Brutreaktor der Brennstoff entwickelt Wenn der Reaktor sich im Normalbetrieb befindet benutzt er einen extra fur diesen Reaktor entwickelten Brennstoff der einfach BOR 60 Brennstoff genannt wird 7 8 9 In dem Jahr 1975 nahm dann der RBT 6 seinen Betrieb auf Dieser Reaktor zahlt zu den Pool Typ Reaktoren Schwimmbadreaktor Er soll Proben struktureller Materialien bestrahlen und Veranderungen feststellen In den Jahren 1983 und 1984 nahmen dann die Reaktoren RBT 10 1 und RBT 10 2 den Betrieb auf Diese sind Weiterentwicklungen des RBT 6 2 1977 wurde der chemisch technische Komplex in Betrieb genommen Dieser ist der einzige der Welt Dort wird erforscht wie man durch Salzschmelzen Kernbrennstoff wiederaufbereiten konnte 2 Heute befinden sich alle Anlagen noch bzw wieder in Betrieb Die KNK II in Deutschland wurde auf dem Grundmodell des BOR 60 erstellt Der BOR 60 gilt als eine Revolution in der Brutreaktortechnik Weltweit basieren fast alle Brutreaktoren auf dessen Prinzip 2 Storfalle BearbeitenDer bislang schlimmste Vorfall ereignete sich im VK 50 Dabei ereignete sich am 7 Mai 1966 eine Leistungsexkursion durch schnelle Neutronen Der Schichtleiter bekam dabei eine hohe Dosis Radioaktivitat ab Der Storfall war mit INES 3 bis 4 bewertet worden 10 Daten der Reaktoren BearbeitenReaktor Reaktortyp therm Leistung Nettoleistung Bruttoleistung Baubeginn Betriebsaufnahme Abschaltung StilllegungSM PRESS VESSEL 100 MWt 01 01 1956 10 01 1961 ARBUS ACT 1 TANK 12 MWt 01 01 1963 01 01 1963 01 05 1988VK 50 11 12 VK Reaktor 200 MWt 50 MW 62 MW 01 10 1965 01 01 1966 01 01 1989MIR M1 Schwimmbad Channels 100 MWt 01 01 1958 01 12 1966 BOR 60 13 14 12 Schneller Bruter 60 MWt 10 MW 12 MW 01 07 1965 01 12 1969 RBT 6 Schwimmbad 6 MWt 10 10 1970 10 01 1975 RBT 10 1 Schwimmbad 10 MWt 01 07 1982 01 12 1983 01 03 1994 RBT 10 2 Schwimmbad 7 MWt 01 06 1983 01 12 1984 Siehe auch BearbeitenListe von Kernkraftanlagen Liste der kerntechnischen Anlagen in Russland Liste der KernkraftwerkeQuellen Bearbeiten Research Reactor Database RRDB der IAEO a b c d e f g h i j k Geschichte des Institutes Englisch Memento vom 24 April 2009 im Internet Archive Kernkraftwerke mit Siedewasserreaktor zur Stromerzeugung Englisch PDF World Nuclear Association englisch IAEA Nuclear Knowledge Management IAEA Zusammenfassung aller Reaktoren und 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