Институт реакторных материалов (АО «ИРМ», входит в научный дивизион Госкорпорации «Росатом» – АО «Наука и инновации») до конца 2022 года завершит основной этап реакторных испытаний топлива, а также первичный этап послереакторных исследований топливных элементов (компактов) для ядерных реакторов нового типа – высокотемпературных газоохлаждаемых (ВТГР). Такие реакторы планируют применять для энергоснабжения производства водорода, так как они имеют высокий КПД теплоотдачи и низкое выделение СО2.
«Задача института – оценить работоспособность материалов активной зоны в условиях, максимально приближенных к условиям эксплуатации в высокотемпературном реакторе, то есть протестировать экспериментальные образцы тепловыделяющих элементов (микротвэлов) и топливных компактов ВТГР и подтвердить герметичность их оболочек, размерные характеристики, физико-механические свойства и так далее», – рассказал начальник отдела реакторных испытаний ИРМ Константин Кощеев.
Институт реакторных материалов имеет комплекс необходимого оборудования и большой опыт проведения таких работ: уральские ученые начали заниматься обоснованием безопасности элементов активной зоны ВТГР еще в 1970 годах. В последующие годы институт проводил такие исследования по зарубежным контрактам.
«С 2018 года Россия возобновила работу по созданию ВТГР. Планы в этой области масштабные. К 2035 году в стране планируется запустить первую атомную энерготехнологическую станцию мощностью порядка 600 МВт, которая обеспечит производство около миллиона тонн водорода в год. Над созданием отечественного ВТГР работает целый ряд предприятий во главе с АО «ОКБМ Африкантов». Наш институт в этом консорциуме выполняет свою часть работы. На сегодняшний день проведены комплексные нейтронно-физические и теплофизические расчеты для обоснования конструкции облучательных устройств, отработана технология изготовления деталей и сборки таких устройств. Экспериментально продемонстрирована возможность достижения требуемых температур и других параметров работы ВТГР, а также внесены корректировки в расчетные модели. Программа первого этапа послереакторных исследований элементов реактора рассчитана до 2024 года, на следующем этапе предстоит исследовать новые композиции материалов», – рассказал о проделанной работе и планах на будущее Константин Кощеев.
Исследования материалов, используемых в ВТГР, институт проводит около полутора лет. После подготовительного этапа, в конце 2021-го года, начались реакторные испытания экспериментальных образцов микротвэлов и топливных компактов ВТГР.
Справка:
АО «ИРМ» – атомный центр Урала материаловедческого профиля, основан в 1966 году. Институт проводит реакторные испытания и послереакторные исследования для атомной промышленности в соответствии с самыми современными мировыми требованиями. Обладает мощной производственной базой: исследовательский реактор ИВВ-2М для наработки изотопного сырья и исследовательских работ, горячие камеры, радиохимическое оборудование, участок по изготовлению облучательных устройств.
