МОСКВА, 15 февраля. /ТАСС/. Ученые Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов имени академика А. А. Бочвара (ВНИИНМ, предприятие топливной компании Росатома "ТВЭЛ") завершили исследования, которые позволят повысить безопасность реакторов новых поколений. Об этом сообщила пресс-служба ТВЭЛ.
"Во ВНИИНМ <…> провели комплекс исследований по изучению поведения трития в перспективных инновационных реакторных установках: исследовательском жидскосолевом реакторе (ИЖСР, город Железноводск, Красноярский край), реакторе на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 (город Северск, Томская область), а также исследования по разработке тритиевого комплекса на токамаке с реакторными технологиями в АО "ГНЦ РФ ТРИНИТИ" (предприятие Росатома - прим. ТАСС). Выполненная работа позволит решить проблему накопления, детектирования и контроля этого радиоактивного изотопа водорода для обоснования безопасности реакторов новых поколений", - говорится в сообщении.
Исследование закономерностей удержания и переноса трития в топливной соли, промежуточном теплоносителе и конструкционных материалах ИЖСР позволило разработать комплекс мер, направленных на предотвращение выделения радиоактивного изотопа за пределы защитных барьеров и преждевременного выхода из строя элементов реакторной установки из-за их взаимодействия с тритием.
Также выполнены исследования диффузионных характеристик трития в конструкционных материалах парогенератора при условиях эксплуатации БРЕСТ-ОД-300. Полученные результаты используются для составления расчетных моделей скорости проникновения трития во вторичный водяной теплоноситель, а также при создании безопасных условий эксплуатации реакторной установки.
Кроме того, ученые провели экспериментальное обоснование нескольких составных систем технологического тритиевого цикла для обеспечения топливной смесью (дейтерий-тритиевой плазмой) экспериментальной установки управляемого термоядерного синтеза модифицированного токамака с сильным полем. Исследования были проведены для обоснования принятых технических решений разработанной схемы тритиевого цикла, а также для определения основных параметров работы систем, необходимых для ведения дальнейших разработок в этом направлении.
Об исследовательских реакторах
Исследовательский жидкосолевой реактор (ИЖСР), проектируемый госкорпорацией "Росатом" на площадке ФГУП "ГХК" (Красноярский край) используется для отработки технологии дожигания долгоживущих отходов ядерной энергетики - минорных актинидов и целей замыкания ядерного топливного цикла.
Реактор БРЕСТ ОД-300 строится на базе Сибирского химического комбината (АО "СХК", предприятие Росатома). Является частью проекта "Прорыв" по осуществлению замкнутого топливного цикла, который позволит выполнять регенерацию отработавшего ядерного топлива для его повторного многократного использования при подпитке природным или обедненным ураном, запасов которого хватит на тысячи лет.
Экспериментальная установка управляемого термоядерного синтеза (токамак с реакторными технологиями, ТРТ) - реакторная установка, предназначенная для исследований квазистационарных физических процессов в обоснование опытного термоядерного реактора, исследования поведения плазмы в режимах, близких к зажиганию, исследования и отработки различных методов дополнительного нагрева плазмы, разработки новых диагностик, работающих в больших нейтронных потоках, освоение тритиевой технологии.
