На Урале исследуют материалы для создания атомных реакторов нового типа

В Институте реакторных материалов (ИРМ) завершили уникальный эксперимент с топливом для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР). Ученые смоделировали ситуацию выхода реактора в аварийный режим и оценили последствия.

По данным экспериментаторов и их коллег, ничего подобного в мире до сих пор никто не делал. Ученые исследовали, как поведут себя топливные компакты в случае нарушения работы реактора при экстремальном - до 1600 градусов Цельсия - повышении температуры, выясняли, каким будет выход радиоактивных продуктов и другие возможные последствия аварийной ситуации. Чтобы детально исследовать физические процессы, происходящие в топливе, они значительно увеличили частоту измерений.

- На стенде "РИСК" мы проводим комплекс работ по реакторным испытаниям топлива и конструкционных материалов: в режиме реального времени смотрим, как ведет себя тот или иной материал при облучении, а также исследуем выход газообразных продуктов деления из ядерного топлива, - рассказывает один из ведущих специалистов Дмитрий Ротман.

Кстати, в текущем году, помимо газообразных продуктов, влияющих на радиологическую обстановку на площадке станции и вокруг нее, мы приступили к отработке универсальной (для любого вида ядерного топлива) методики по улавливанию и анализу выхода легколетучих элементов - йода, серебра, цезия, которые определяют радиационную нагрузку на обслуживающий персонал станции. Отработка такой методики принципиально важна для обоснования радиационной безопасности различных реакторных установок, в т.ч. ВТГР.

Эксперимент в исследовательском реакторе (к слову, он стартовал только после тщательных расчетов и обоснования безопасности) поможет спрогнозировать последствия аварийных ситуаций и, при необходимости, предусмотреть дополнительные системы безопасности для проектируемых реакторов ВТГР. Пока реакторы такого типа в России только разрабатываются, но к этой тематике сейчас повышенный интерес во многих странах, так что работа уральских ученых крайне важна для развития нового перспективного направления ядерной энергетики.

- Данной проблематикой российские ученые занимались с 1970 годов, и вот сейчас вернулись к ней вновь, потому что реакторы типа ВТГР имеют значительные преимущества, - поясняет начальник отдела реакторных испытаний института Константин Кощеев. ВТГР - это универсальный, очень перспективный и безопасный тип реактора, который ориентирован не только на выработку электроэнергии (хотя и здесь его КПД очень высок - до 50 %). Температура теплоносителя в разрабатываемом проекте ВТГР - до 850 градусов Цельсия, поэтому он может использоваться для обеспечения энергетических потребностей промышленных производств, в т.ч. газохимических производств по выпуску аммиака и других водородосодержащих продуктов из природного газа (методом парокислородной конверсии).

По словам заместителя директора ИРМ по научной и инновационной деятельности Артема Варивцева, с 2021 года начался новый виток работ по теме ВТГР в рамках инвестиционной программы Концерна "Росэнергоатом". Институт реакторных материалов сразу подключился к исследованиям ядерного топлива для реакторов нового типа, а с 2023 года - к испытаниям других материалов, которые будут использованы для создания конструкционных элементов активной зоны. Сегодня активно ведутся НИОКР, по результатам которых до 2030 г. должно быть принято решение о сооружении головной атомной энерготехнологической станции (АЭТС) с ВТГР.

Пресс-релиз и фото предоставлены пресс-службой АО "ИРМ".