В "Росатоме" завершен цикл испытаний топлива ВТГР в экстремальных условиях

Одним из перспективных направлений является создание высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) IV поколения, которые обеспечивают работу при значительно более высоких температурах по сравнению с традиционными реакторами. В этом контексте важным этапом стали недавние испытания образцов топлива ВТГР, проведённые на исследовательских реакторных установках Научного дивизиона "Росатома" в городе Димитровград.

МОСКВА, 16 декабря — РИА Новости сообщает, что испытания топлива ВТГР, способного выдерживать температуры до 1700 градусов Цельсия, успешно завершены. Эти работы осуществляются в рамках масштабного комплексного инвестиционного проекта, реализуемого АО "Концерн Росэнергоатом", направленного на разработку атомной энерготехнологической станции нового поколения на базе ВТГР. Высокие температуры эксплуатации позволяют значительно повысить тепловой КПД и снизить количество отходов, что делает данный тип реакторов особенно привлекательным для будущего энергетики.

Образцы топлива, подвергшиеся испытаниям, представляют собой топливные компакты — графитовые цилиндры, внутри которых равномерно распределены сферические микротвэлы. Эти микротвэлы разработаны в АО "НИИ НПО "ЛУЧ", входящем в состав Научного дивизиона "Росатома". Такая конструкция обеспечивает надежность и стабильность работы топлива в экстремальных условиях, что является ключевым фактором для безопасной эксплуатации реакторов нового поколения. Успешное завершение испытаний подтверждает технологическую готовность и открывает путь к дальнейшему внедрению ВТГР в энергетическую отрасль России и мира.

Таким образом, данные достижения свидетельствуют о серьезном прогрессе в области ядерных технологий и укрепляют позиции России как одного из лидеров в разработке инновационных решений для атомной энергетики. В дальнейшем планируется продолжить исследования и масштабировать производство топлива, что позволит обеспечить устойчивое и экологически чистое энергоснабжение на долгие десятилетия вперед.

Перед началом проведения реакторных испытаний в экстремальных режимах, которые могут возникнуть при нарушении нормальных условий эксплуатации реактора, была проведена тщательная подготовка образцов топлива. Эти испытания имеют критическое значение для оценки надежности и безопасности работы реактора в аварийных ситуациях. В частности, образцы топлива предварительно облучались в исследовательских реакторах при стандартных условиях, характерных для данного типа топлива, с температурным режимом в диапазоне от 1000 до 1200 °C. Облучение проводилось до достижения различных степеней выгорания, что позволило получить данные о поведении материала при разных стадиях эксплуатации.

Перед непосредственным проведением реакторного эксперимента на площадке АО «Институт реакторных материалов», входящем в Научный дивизион «Росатома», топливные компакты высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР) были предварительно облучены в реакторе ИВВ-2М. В ходе этого этапа топливо достигло выгорания не менее 12% тяжелых атомов, что соответствует среднему проектному уровню выгорания, предусмотренному для разрабатываемого в госкорпорации ВТГР. Такой подход обеспечивает реалистичность и достоверность результатов последующих испытаний, позволяя оценить поведение топлива при условиях, максимально приближенных к реальным.

Таким образом, комплексная подготовка образцов и их предварительное облучение являются ключевыми этапами для успешного проведения реакторных испытаний в предельных режимах. Это позволяет не только проверить устойчивость топлива к экстремальным воздействиям, но и повысить безопасность эксплуатации реакторов нового поколения. В дальнейшем полученные данные будут использованы для оптимизации конструкции топлива и улучшения эксплуатационных характеристик ВТГР, что внесет значительный вклад в развитие ядерной энергетики.

В современных условиях ядерных исследований особое внимание уделяется контролю качества и безопасности топливных элементов реакторных установок. В рамках одного из последних экспериментов специалисты АО "ИРМ" провели комплексные испытания облученного топливного компакта, которые продолжались около 300 часов при высокой температуре порядка 1600 °C. Важно отметить, что в процессе облучения в штатных условиях доля выхода газообразных продуктов деления из микротвэлов оставалась примерно на порядок ниже предельно допустимых значений, установленных главным конструктором реакторной установки для топлива ВТГР (АО "ОКБМ Африкантов"). Это свидетельствует о высоком качестве и надежности используемых топливных материалов.

Кроме того, в ходе реакторных экспериментов специалисты научных институтов, входящих в структуру "Росатома", обеспечивали как периодический, так и непрерывный онлайн-контроль активности газовых проб, извлекаемых из облучательных ампул, где размещались исследуемые объекты. Такой многоуровневый мониторинг позволяет своевременно выявлять любые отклонения и обеспечивает безопасность проведения испытаний.

Данные результаты имеют важное значение для дальнейшего развития технологий ядерного топлива, поскольку подтверждают эффективность применяемых методов контроля и устойчивость топливных компактов к высоким температурам и радиационной нагрузке. Это, в свою очередь, способствует повышению надежности и безопасности реакторных установок нового поколения.

В современных исследованиях ядерных материалов особое внимание уделяется надежности защитных покрытий микротвэлов, поскольку их герметичность напрямую влияет на безопасность и эффективность работы топлива. В этом контексте экспериментальные данные, полученные по активности газообразных продуктов деления в объеме ампулы, предоставляют важную информацию о состоянии этих покрытий. Анализ результатов позволяет с уверенностью заключить, что герметичность защитных слоев микротвэлов сохраняется на протяжении всего эксперимента, что свидетельствует о высокой надежности конструкции.

Кроме того, уникальность данного исследования заключается в том, что российские ученые впервые в отечественной практике внедрили систему непрерывного онлайн-контроля активности ключевых газообразных продуктов деления во время облучения образцов топлива высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР). Этот подход обеспечивает постоянный мониторинг и оперативное получение данных, что значительно повышает качество и точность экспериментов. Применение такой методики соответствует лучшим мировым стандартам и практикам проведения исследований в области ядерных технологий, что подчеркивается в официальном сообщении исследовательской группы.

Таким образом, внедрение передовых методов контроля и подтверждение сохранения герметичности защитных покрытий микротвэлов открывают новые перспективы для развития безопасного и эффективного ядерного топлива. Эти достижения не только укрепляют позиции отечественной науки на международной арене, но и способствуют повышению надежности и безопасности ядерных реакторов будущего.

В последние годы отечественная ядерная отрасль достигла значительных успехов в разработке и испытаниях микросферического топлива для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР). По итогам реакторных испытаний и последующих исследований было получено более двадцати образцов топлива ВТГР, которые продемонстрировали выгорание тяжелых атомов в диапазоне от 3 % до 13 %. Это свидетельствует о высокой эффективности и надежности разработанных топливных композиций. Как отметил Григорьев, на сегодняшний день можно с уверенностью утверждать, что максимальные проектные параметры эксплуатации отечественного микросферического топлива, заложенные в проекте реакторной установки ВТГР, полностью подтверждены.

Кроме того, начальник лаборатории АО "НИИ НПО "ЛУЧ" Владислав Туманов подчеркнул, что испытания опытных образцов топливных компактов не только подтвердили их работоспособность, но и доказали технологичность примененных научно-технических решений. Это означает, что разработанные методы производства и контроля качества топлива отвечают высоким требованиям, что является важным шагом для дальнейшего внедрения ВТГР в промышленную эксплуатацию.

Таким образом, достигнутые результаты открывают новые перспективы для развития отечественной ядерной энергетики, обеспечивая безопасность и эффективность работы реакторов нового поколения. В дальнейшем планируется продолжить исследования с целью повышения выгорания топлива и оптимизации его характеристик, что позволит значительно увеличить ресурс и экономическую привлекательность ВТГР.

В современном мире развитие передовых материалов играет ключевую роль в научно-техническом прогрессе и инновациях. Наш коллектив специалистов проделал масштабную и кропотливую работу, направленную на создание уникальной технологии внешнего гелирования. Эта технология открывает новые возможности в производстве микросферических материалов, в частности, позволяет получать сердечники из диоксида урана диаметром 400 микрон с высокой точностью и качеством.

В процессе реализации проекта была разработана и изготовлена уникальная специализированная аппаратура для нанесения TRISO-покрытий на микросферические материалы. Созданный научно-технический базис и аналитическая методическая база обеспечивают строгий контроль качества как полупродуктов, так и конечных изделий, что является залогом надежности и эффективности продукции. Кроме того, технологии производства были успешно отработаны как на установках укрупненной лабораторной производительности, так и на опытно-промышленной линии, что свидетельствует о масштабируемости и промышленной применимости разработок.

Этот проект стал результатом слаженной работы всего коллектива, чьи усилия и профессионализм позволили достичь значимых результатов в области материаловедения и ядерных технологий. Такие достижения не только укрепляют позиции нашей организации на рынке, но и вносят весомый вклад в развитие отечественной науки и промышленности, открывая перспективы для дальнейших инноваций и исследований, — отметил Туманов.

В современном мире развитие ядерной энергетики играет ключевую роль в обеспечении энергетической безопасности и устойчивого развития страны. В связи с этим, в 2026 году специалисты "Росатома" намерены приступить к реакторным испытаниям опытных образцов топлива, которые были изготовлены на импортонезависимой опытно-промышленной линии производства топлива ВТГР. Эти образцы созданы специалистами АО "НИИ НПО "ЛУЧ", что свидетельствует о высоком уровне отечественных технологий и стремлении к снижению зависимости от зарубежных поставок. Проведение таких испытаний является важным этапом в подтверждении надежности и эффективности нового топлива, что в конечном итоге способствует развитию отечественной ядерной промышленности и повышению энергетической безопасности страны. Таким образом, данный проект не только укрепляет технологический суверенитет, но и открывает новые перспективы для инноваций в области ядерных реакторов.

Источник и фото - ria.ru