部門設定
反應堆材料學部
它擁有供研究用的一座CM-2型高注量堆、一座PBT-6型研究堆、兩座PBT-10型研究堆和一座“和平”研究堆以及熱材料學實驗室。
1.在CM-2堆上進行①研究高注量中子輻照對各種堆材料的腐蝕和分解。②研究快中子堆和熱中子堆的工作性能。③製備超鈾元素的同位素和輕元素的放射性同位素。④進行中子譜學研究。
2.PBT-10研究堆是利用CM-2堆用過的廢燃料作為它的燃料。在PBT-6堆上進行中子譜學和高穩定輻照參數的研究。
3.PET-10型堆基本上與PBT-6型相同,但它可提供更多的輻照孔道。根據需要堆活性區還可以改變。
4.“和平”堆主要用來考驗動力堆和研究堆的燃料組件，考驗臨界條件下的堆物理模式，測定輻射和熱水力學參數。表1列出了這幾個研究堆的主要參數。
| 反應堆代號 | 投入運行時間 | 最大中子注量率/(1/(cm^2·s)) | 燃料 | 慢化劑 | 反射材料 | 載熱劑 | 入口溫度/℃ | 出口溫度/℃ | 消耗量/(t/h) | 壓力/MPa |
| CM-2 | 1961.10 | 5*10^15 | 二氧化鈾235U濃度90% | 水 | 鈹 | 水 | 50 | 95 | 2400 | 5 |
| PBT-6 | 1975.10 | 1.4*10^14 | 水 | 水 | 水 | 30-60 | 40-70 | 550 | 0.17 | |
| PBT-10/1 | 1983.12 | 1.5*10^14 | 水 | 水 | 水 | 45 | 60 | 570 | 0.18 | |
| PBT-10/2 | 1984.12 | 1.5*10^14 | 水 | 水 | 水 | 45 | 60 | 570 | 0.18 | |
| “和平”堆 | 1966.12 | 5*10^14 | 鈾鋁合金235U 90% | 鈹+水 | 鈹 | 水 | 40 | 83 | 2500 | 1.24 |
5.熱材料實驗室始建於1964年，在40個熱室中對輻照過的材料在理論上和實驗上進行綜合性研究。
6.利用CM-2高注量堆製備超鈾元素，研究其物理化學性質，建立製備工藝、研究製備密封放射性熱源和電離輻射源並把它推廣套用到不同的科學技術領域。該所研究製備的各種252Cf中子源達到國際水平。
7.在核物理學領域裡進行的能譜學研究中，精密測量自發裂變的244Cm、246Cm、248Cm、252Cf和熱中子核裂變系列瞬時中子能譜。在冷中子的研究中達到了創記錄的超冷中子儲存時間900s。測量中子壽命誤差達到1%--2%。
動力堆部
該部主要為核動力堆服務，解決熱中子堆和快中子堆的一系列工程和工藝問題。為此，動力堆部擁有一座BOP-60型快中子實驗動力堆、一座ACT-1型有機載熱劑供熱試驗堆和BK-50型沸水試驗核電站。以解決動力堆工程問題，載熱體工藝問題和核電站、供熱堆的安全性。表2列出這幾座動力堆的主要技術參數。
| BOP-60 | ACT-1 | BK-50 | |
| 功率/MW（熱） | 60 | 5.5 | 220 |
| （電） | 12 | 50 | |
| 中子注量率/(1/(cm^2*s)) | 3.7*10^15 | 1*10^13 | 1.9*10^13 |
| 燃料 | 鈾鈽混合二氧化物 | 鈾鋁合金235U 90% | 鈾氧化物235U 2%-3% |
| 載熱體 | 液態鈉 | 二甲聯苯甲烷（也做慢化劑） | 水和蒸汽混合物（也做慢化劑） |
| 消耗量/(m^3/h) | 1200 | 1200 | 3800-4000 |
| 壓力/MPa | 0.6 | 7 | |
| 入口溫度/℃ | 320-340 | 200 | 275-284 |
| 出口溫度/℃ | 600 | 210 | 275-284 |
| 二迴路工作介質 | 鈉 | 水-蒸汽 1.2MPa 188℃ | |
| 三迴路工作介質 | 水-蒸汽 0.9MPa 480℃ | 水 1.2MPa 150℃ |
化學工藝部
它是蘇聯大型放化中心之一。在這裡從事鈾及超鈾元素化學和工藝研究，研究從輻照過的靶材料中提取超鈾元素，並得到所需要的製劑以及核燃料工藝過程的控制和分析方法。
1.熱放射化學實驗室的設備可允許操作7.3*10^15Bq的放射性物質。有16個熱室及一系列密封手套箱。在這裡把照射過的核燃料和靶材料進行放化處理，提取所需要的核素。這裡有嚴格的技術措施和組織保證，完全排除了對環境的污染和對人的危害。
2.快堆核燃料循環工藝是把廢燃料再生。以氟化物形式對鈾燃料進行再處理，鈾提取率高達99%，純化程度也高(與其它碎片的分離)，淨化係數高於10^7。對鈽的提取工藝研究也取得最佳結果。
3.提取超鈽元素的化學工藝是指提取純鈽製劑到超鈽元素(直到Es)的化學工藝。這裡的科學家們深入地研究了平衡條件和動力學過程，選擇最佳溶液組成和工藝條件，達到很高的提取率(鈽的提取率為97%-98%、超鈽元素為93%-95%)和產品純度。在這裡提取出242Cm和238Pu生物醫學製劑，248Cm、249Bk、244Cf和252Cf和Es同位素，不斷完善252Cf中子源製備工藝。在超鈽元素基礎化學研究方面也取得重要成果。完成了超鈾元素化學和輻射化學反應動力學、熱動力學的機理理論和實驗研究。研究了錒系元素氧化還原反應中電荷遷移理論。在世界上首次在水溶液中得到4價錒和6價錒。合成和研究了不同價態超鈾元素簡單和複雜化合物，確定其結構和性質。研究了超鈽元素的金屬狀態和它們與貴重金屬的金屬間半導體材料。研究了超鈽元素的絡合物化學。此外在這裡還完成了超鈽元素20多種核素的衰變常數的精密測量。
4.分析方法的研究也是化學工藝部的一項重要工作。配備有一系列的現代化分析手段，以便對核燃料和不同超鈽元素化合物的同位素組成和化學組成進行分析研究，控制其純度，以很高的準確性和可靠性確定產品的化學成份和相成份。
服務部
該部設有:(1)計算技術和自動化處。(2)反應堆設計處。(3)專利和科技情報處。(4)控制測量儀表和自動控制設備處(5)工程處(從事加工、維修、廢物處理和環境監測)。(6)科技幹部培訓處分。(7)國際交流處。最近15年國際原子能機構在這裡舉辦過13次有關原子動力的各種學習班，學員來自47個國家。
發展
俄羅斯衛星新聞網報導，據位於烏里揚諾夫斯克州季米特洛夫格勒市的列寧原子反應堆科學研究所訊息，研究所已經開始進行俄羅斯核電站新型混合再生核燃料(REMIX)的反應堆研究。這種燃料有助於提高鈾在核電中的利用效率。新型混合再生核燃料是從回收鈾與鈽的未分離混合物中獲得的，混合物是在加工利用完畢的核燃料時形成的。再往混合物中添加少量濃縮鈾。這樣，得到重複利用的不僅有廢棄燃料中含有的鈽，還有沒有充分燃燒的鈾-235。這種技術有助於未來在核電中減少天然鈾的使用。
2016年7月，混合再生核燃料的首批樣本在巴拉克沃核電站3號機組PWR-1000壓水反應堆的反應堆中裝載。這些樣本將通過試驗，證明新型燃料的效率。後來，在2020年至2021年間它們將被從反應堆中取出，進入到下一步的研究中，屆時將按照研究結果決定如何在核電站中引進此種燃料。 與此同時，列寧原子反應堆科學研究所的專門研究性反應堆中也將開展混合再生核燃料試驗，計畫在2017年結束試驗。稍後還將開展後反應堆研究。 訊息中強調，“在通向大規模開展引進新型再生混合物核燃料項目的道路上，材料學研究反應器反應堆中的研究是極為重要的步驟。”混合再生核燃料研究項目於2014年啟動，參與項目的有俄羅斯幾家核工業企業，其中包括：俄羅斯國家原子能公司(ROSATOM)、列寧反應堆科學研究所(HHHAP)等。庫爾恰托夫研究所也是項目的關鍵參加方。 此前有報導說，如果混合再生核燃料證實自己的效率與安全，那么俄羅斯核電站可能在2030年開始利用這種燃料。 同樣不排除以下可能性：俄羅斯國家原子能公司後來可能向外國訂購方提供混合再生核燃料，作為綜合建議的一部分。這種綜合建議包括在國外建設核電站機組的服務、向核電站機組供應燃料、提供售後服務、促進核電機組運行，培養必要人才等。
區分
列寧格勒核電站位於離聖彼得堡西80公里處的一個名叫索斯諾維博爾的小鎮上(鎮上人口為6萬人),所以又稱索斯諾維博爾核電站,共有4台RBMK-1000型機組。與本詞條列寧反應堆不同。
