«Атомэнергомаш» начал изготовление оборудования для многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР) строящегося в г. Димитровград (Ульяновская обл.), на площадке АО «ГНЦ НИИАР».

В филиале АО « АЭМ-Технологии «Петрозаводскмаш» стартовало изготовление заготовок для тепловой защиты реактора — внешней оболочки МБИР. Отлито первое кольцо из высокопрочного чугуна наружным диаметром 5 метров, толщиной 580 мм и высотой 780 мм. Масса изделия — 45 тонн. Всего будет отлито восемь кольцевых заготовок разных размеров общей массой 265 тонн, из которых, после механической обработки в цехах Петрозаводского филиала АЭМ-технологии , будет изготовлена и собрана тепловая защита реактора. Габаритные размеры готового изделия — 5575 мм в высоту и 5240 мм в диаметре. Кроме чугунных заготовок в состав изделия входит 68 уникальных деталей, которые также будет изготовлены на «Петрозаводскмаше».

Компания АЭМ-технологии является поставщиком основного оборудования реакторной установки МБИР. По договору с АО «ГНЦ НИИАР» кроме тепловой защиты предприятие изготовит корпус реактора с внутрикорпусными элементами, перекрытие верхнее, теплоизоляцию блочную, опорные конструкции. Это оборудование будет изготовлено в Волгодонском филиале компании, на заводе «Атоммаш». В настоящее время здесь ведется подготовка производства, согласовываются планы качества. Вовлечение заготовок в производство планируется в ближайшее время.

МБИР, строящийся по проекту АО «НИКИЭТ», должен стать новой технологической платформой ядерной энергетики, в основе которой лежит переход на замкнутый ядерный топливный цикл с реакторами, работающими на быстрых нейтронах. Целью сооружения МБИР является создание высокопоточного исследовательского реактора на быстрых нейтронах с уникальными потребительскими свойствами, для проведения реакторных и послереакторных исследований, производства электроэнергии и тепла, отработки новых технологий производства радиоизотопов и модифицированных материалов. Особенностью этой реакторной установки является трехконтурная схема передачи тепла от реактора к окружающей среде. В качестве теплоносителя первого и второго контура применяется натрий, третьего (контура турбоустановки) — вода. Тепловая мощность реактора — 150 МВт, проектный срок службы — 50 лет.