Ученые Росатома успешно завершили очередной этап реакторных испытаний лабораторных образцов топлива для высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР). Разработка ВТГР – ключевого элемента будущей атомной энерготехнологической станции для производства водорода, а также топлива и опытно-промышленной технологии его производства выполняется 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, стартовавшие в начале 2022 года, ведутся параллельно на экспериментальных установках двух основных научных центров России по проведению реакторных исследований – в реакторе СМ-3 на площадке АО «ГНЦ НИИАР» (Димитровград, Ульяновская область, научный дивизион Росатома) и в реакторе ИВВ-2М на площадке АО «ИРМ» (Заречный, Свердловская область, также научный дивизион).
К концу 2023 года в реакторе ИВВ-2М одна из партий лабораторных образцов микротвэлов, разработанных и изготовленных АО «ВНИИНМ» (входит в топливную компанию Росатома – АО «ТВЭЛ»), и топливных компактов, разработанных и изготовленных АО «НИИ НПО «Луч» (научный дивизион Росатома), достигла выгорания 11–12% тяжелых атомов. Это практически соответствует проектным значениям выгорания для топлива ВТГР. В ходе всего длительного цикла облучения лабораторных образцов температурные режимы топлива ВТГР поддерживались в диапазоне 1000–1200 °С, что соответствует требованиям, предъявляемым к условиям эксплуатации топлива ВТГР со стороны главного конструктора реакторной установки АО «ОКБМ Африкантов» (предприятие машиностроительного дивизиона Росатома).
По совокупности накопленных экспериментальных данных (в том числе получаемых в онлайн-режиме на протяжении всего реакторного эксперимента) специалисты Росатома принципиально подтвердили работоспособность разработанной конструкции топлива ВТГР (TRI-structural ISOtropic particle fuel, TRISO-топливо) – многослойное покрытие сферического топливного сердечника надежно удерживает внутри керамической матрицы образующиеся в ходе деления ядерного топлива газообразные продукты деления. В программе работ на 2024–2025 гг. запланировано проведение на экспериментальных площадках научного дивизиона Росатома комплекса послереакторных исследований облученных образцов топлива ВТГР, а также реакторных экспериментов в предельных и аварийных режимах его эксплуатации.
Специалисты Росатома учли полученные результаты экспериментальных исследований топлива при разработке технического проекта ВТГР (выполнены сотрудниками АО «ОКБМ Африкантов» в конце 2023 года) и при разработке опытно-промышленной технологии производства топлива ВТГР.
Предполагается, что уже в 2025 году специалисты АО «НИИ НПО «Луч» приступят к отработке и апробации разрабатываемой по заказу электроэнергетического дивизиона технологии производства топлива с использованием технологической цепочки, сопоставимой по производительности и составу оборудования с будущей опытно-промышленной цепочкой завода по производству топлива ВТГР.
