Разработка ВТГР – ключевого элемента будущей атомной энерготехнологической станции, технологии производства низкоуглеродного водорода и аммиака с использованием тепла ВТГР, а также создание топлива ВТГР и опытно-промышленной технологии его производства выполняются по заказу электроэнергетического дивизиона Росатома в рамках инвестиционного проекта по созданию отечественных технологий для крупномасштабного производства и потребления водорода и водородосодержащих продуктов.
Реакторные испытания лабораторных образцов топлива ВТГР при температуре, которая может быть достигнута в случае нарушения нормальных условий эксплуатации реактора ВТГР, проводятся с 2024 года в реакторе СМ-3 на площадке АО «ГНЦ НИИАР» (Димитровград, Ульяновская область, научный дивизион Росатома).
Программа реакторных испытаний топлива ВТГР в предельных и аварийных условиях эксплуатации подготовлена димитровградскими учеными совместно со специалистами АО «НИИ НПО «Луч» (конструктор-технолог и изготовитель тепловыделяющих элементов), АО «ОКБМ Африкантов» (главный конструктор реакторной установки) и НИЦ «Курчатовский институт» (научный руководитель проекта).
На первом этапе исследований предварительно испытанные в реакторе СМ-3 (в течение более 400 эффективных суток при температуре в диапазоне 1000÷1200 градусов Цельсия) образцы топлива ВТГР облучались в течение более 700 часов при максимальной температуре на уровне 1600 градусов Цельсия (которая может достигаться при нарушении нормальных условий эксплуатации реактора ВТГР).
По результатам испытания подтверждено, что многослойное защитное покрытие сферического топливного сердечника топлива ВТГР (TRI-structural ISOtropic particle fuel, TRISO-топливо) надежно удерживает образующиеся в ходе деления ядерного топлива газообразные продукты даже в условиях длительного облучения при температурах, которые примерно на 500 градусов Цельсия выше параметров нормальной эксплуатации реакторной установки.
Подобные реакторные эксперименты в условиях предельных и аварийных режимов эксплуатации – неотъемлемый элемент разработки, определения эксплуатационных пределов и лицензирования ядерного топлива.
Ранее сообщалось, что к концу 2023 года на экспериментальной площадке Научного дивизиона Росатом были успешно завершены реакторные испытания лабораторных образцов топлива ВТГР при температуре на уровне 1000÷1200 градусов Цельсия с достижением выгорания, соответствующего проектным значениям эксплуатации топлива ВТГР (на уровне 11÷12 % тяжелых атомов).
«Реакторные испытания при температурах на уровне 1600 градусов Цельсия, выполненные специалистами АО «ГНЦ НИИАР» в 2024 году в рамках реализуемой нами комплексной программы расчетно-экспериментальной отработки топлива ВТГР, дополняют ранее полученные результаты облучения образцов топлива ВТГР до проектных значений выгорания и подтверждают работоспособность разработанной конструкции топлива при нарушении нормальной эксплуатации, позволяют формировать обоснованное понимание проектных пределов эксплуатации топлива ВТГР в обеспечение безопасной эксплуатации реактора ВТГР», - отметил руководитель работ по разработке топлива ВТГР, заместитель генерального директора по науке АО «НИИ НПО «Луч» Андрей Мокрушин.
На 2025 года специалистами Росатома запланирована реализация второго этапа программы реакторных испытаний топлива ВТГР в предельных и аварийных условиях эксплуатации, в рамках которого предварительно облученные до различных выгораний образцы топлива ВТГР будут испытываться в течение длительного времени при температурах до 1800 градусов Цельсия.
Инновационные технологии госкорпорации «Росатом» основаны на передовых достижениях российской атомной науки. Четкое взаимодействие промышленных предприятий с научно-исследовательскими институтами помогает укреплять технологический суверенитет страны, повышать конкурентоспособность отечественной атомной отрасли.
