近日，位于季米特洛夫格勒原子反应堆科学研究所的SM-1研究堆迎来运行65周年纪念。该反应堆自1961年2月投入运行以来，已成为苏联及俄罗斯核技术研究的关键设施，其后续改进型SM-3至今仍在核材料测试与放射性同位素生产领域发挥重要作用。
SM系列反应堆是典型的高通量加压水慢化研究堆，运行于中能中子能区，设计配备中子阱。该型反应堆的核心技术特征包括：堆芯内置中央中子阱与铍反射层，采用高浓铀二氧化铀燃料组件，使用轻水作为中子慢化剂。其技术迭代体现了核燃料元件的持续革新——从初代板状燃料元件，到采用二氧化铀弥散于铜铍基体并加钢包壳保护的新型燃料元件，再到测试多种有前景的复合燃料体系，不断提升燃料元件承受高热负荷的能力。
该反应堆系统在多个核技术领域具有重要应用价值。在核材料研究方面，可对反应堆结构材料和燃料开展加速辐照试验，研究辐射致肿胀、蠕变、低温辐照脆性等关键性能。在基础科学研究领域，利用其高通量中子源开展了超冷中子实验等前沿探索。在应用技术方面，该设施是生产多种重要放射性同位素的关键平台，包括锎-252等高价值超铀元素同位素，以及镥-177等医疗用途核素。
目前，最新改进型SM-3反应堆(又称UNU装置)已于2020年投入运行，其功率达到SM-1的两倍，被誉为世界上通量最高的反应堆之一。该装置包含完整的研究与生产支持系统，包括高低温水循环装置、材料力学性能研究设施、裂变产物释放研究试验台、放射性核素生产与认证单元等。尽管同类美国研究堆(如HFBR)已退役，SM-3经过安全升级后预计可服役至2040年以后，继续在全球核科学技术研究中保持重要地位。
