Созданное в начале 60-х годов предприятие для инженерных и научных исследований по различным проблемам атомной энергетики, в настоящее время представляет собой крупный научный центр, который включает в себя:

• уникальную экспериментальную базу на основе семи исследовательских реакторов (СМ , МИР, РБТ-6, РБТ-10/1 , РБТ-10/2, БОР-60, ВК-50), позволяющую проводить исследования по актуальным вопросам ядерно-энергетической отрасли;
• крупнейший комплекс для материаловедческих исследований элементов активных зон ядерных реакторов, образцов облученных материалов и ядерного топлива;
• комплекс стендов, установок и технологических линий для проведения исследовательских работ в области ядерного топливного цикла;
• радиохимический комплекс для исследования свойств трансурановых элементов, радионуклидов высокой удельной активности, для разработки и выпуска источников ионизирующих излучений ;
• комплекс по переработке и захоронению радиоактивных отходов.

Для обеспечения основной деятельности института созданы вспомогательные отделы по разработке средств измерений и систем автоматизации проведения экспериментов, по эксплуатации и метрологии средств измерения, по защите окружающей среды, а также конструкторский отдел, вычислительный центр, лаборатория метрологии нейтронных измерений , цеха для изготовления оборудования и централизованного ремонта оборудования реакторов и “горячих” лабораторий, объекты энергетического снабжения, автомобильного и железнодорожного транспорта.

Первый из реакторов НИИАР - реактор СМ с плотностью потока тепловых нейтронов 5х10¹⁵см^-2с^-1 вступил в строй действующих в октябре 1961 г. В соответствии с требованиями по безопасности реконструирован в 1992 г. Реактор СМ предназначен для облучения материалов и топливных композиций, опытных твэлов и ТВС при высокой интенсивности нейтронных потоков, а также для накопления трансурановых элементов и радионуклидов с высокой удельной активностью.

Затем вступали в строй :

• в 1963 г. ядерная энергетическая установка АРБУС с органическим теплоносителем ( после реконструкции АСТ-1), в настоящее время находится на консервации;

	в 1965 г. опытная энергетическая установка с реактором ВК -50 (водяной кипящий) - единственная в России установка подобного типа. В настоящее время используется в качестве источника электроэнергии и тепла для теплоснабжения ;
	в декабре 1966 г. реактор МИР (реконструирован в 1976 г.).По совокупности экспериментальных возможностей является одним из наиболее крупных исследовательских реакторов в мире для отработки новых конструкций твэлов перспективных энергетических реакторов;
	в декабре 1969 г. реактор БОР-60 ( быстрый опытный реактор). Предназначен для решения физических и технических проблем энергетических реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, широко используется для целей реакторного материаловедения.

В институте успешно эксплуатируются три исследовательских реактора собственной разработки, названные РБТ (реактор бассейнового типа ). Время ввода в строй : РБТ-6 - 1975 г., РБТ-10/1 - 1983 г., РБТ-10/2 - 1984 г. Эти реакторы используются для облучения конструкционных образцов, определения изменений их свойств в процессе облучения, а также для накопления некоторых радионуклидов средней удельной активности и ядерного легирования монокристаллов кремния.

В январе 1964 г. была введена в строй первая очередь материаловедческого комплекса. Вторая очередь комплекса с радиационно-защитными камерами, предназначенная для неразрушающих исследований полномасштабных ТВС введена в 1989 г. Материаловедческий комплекс ГНЦ НИИАР позволяет проведение полного цикла исследований любых реакторных материалов в защитных камерах, многократное облучение в реакторах в заданных условиях по температуре, плотности потока и спектру нейтронов, а также проведение послереакторных исследований полномасштабных ТВС реакторов ВВЭР, РБМК и БН. Инженерное и методическое оснащение комплекса позволяет обеспечить безопасное проведение исследований поведения элементов активной зоны реакторов в аварийных условиях , включая исследования расплавленного отработавшего топлива.

В 1964 г. был введен в эксплуатацию радиохимический комплекс. Он позволяет перерабатывать облученные мишени для получения трансплутониевых элементов, а также более легких радионуклидов с высокой удельной активностью; изучать их свойства; получать кондиционные радиоактивные препараты; изготавливать источники ионизирующих излучений для медицины и промышленности. Организована поставка продукции заказчикам, прием отработанной продукции, захоронение отходов.

В 1977 г. был введен в эксплуатацию опытно-исследовательский комплекс химико-технологического отделения. В 1989 г. произведен пуск после реконструкции. Этот комплекс - крупнейший в России и единственный в мире, где реализованы наиболее безопасный и экологически чистый “сухой” пироэлектрохимический метод переработки ядерного топлива в солевых расплавах и автоматизированно-управляемый технологический комплекс изготовления твэлов и ТВС энергетических реакторов из гранулированного топлива, где проводится разработка и обоснование способов трансмутации, утилизации и хранения младших актинидов и радиоактивных отходов пироэлектрохимического производства.

С 1964 г. в институте действует заочная аспирантура по пяти основным направлениям НИОКР. За эти годы подготовлено около 180 специалистов высшей квалификации, из них более 100 кандидатов наук.

© ФГУП "ГНЦ РФ Научно-Исследовательский Институт Атомных Реакторов" , 1997-2001