Во ВНИИНМ им. А.А. Бочвара (АО «ВНИИНМ», входит в состав Топливной компании Росатома «ТВЭЛ») провели комплекс исследований по изучению поведения трития в перспективных инновационных реакторных установках: исследовательском жидкосолевом реакторе (ИЖСР), реакторе быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также исследования по разработке тритиевого комплекса на токамаке с реакторными технологиями в АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ».
Выполненная работа позволит решить проблему накопления, детектирования и контроля этого радиоактивного изотопа водорода для обоснования безопасности реакторов новых поколений. Заказчиками исследований выступили исследовательские, конструкторские и производственные предприятия Росатома - АО «НИКИЭТ», АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», ФГУП «ГХК».
Исследование закономерностей удержания и переноса трития в топливной соли, промежуточном теплоносителе и конструкционных материалах ИЖСР позволило разработать комплекс мер, направленных на предотвращение выделения трития 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 и для обоснования безопасных условий эксплуатации реакторной установки.
Кроме того, было проведено 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 валидации принятых технических решений разработанной схемы тритиевого цикла, а также для определения основных параметров работы систем, необходимых для ведения дальнейших разработок в этом направлении.
«Тритий – радиоактивный изотоп водорода. Он образуется в реакторах в результате деления ядерного топлива. Перспективные типы реакторных установок отличаются от действующих выбором теплоносителя и рабочих тел. Это приводит к тому, что в них появятся новые источники образования трития. Поэтому наши исследования необходимы для обоснования биологической безопасности реактора», – отметил заместитель директора отделения - начальник научно-исследовательского отдела разработки технологии и оборудования для получения изотопов и изотопной продукции АО «ВНИИНМ» Александр Аникин.
Исследовательский жидкосолевой реактор (ИЖСР) – проектируемый Госкорпорацией «Росатом» на площадке ФГУП «ГХК» (Красноярский край) реакторная установка для отработки технологии дожигания долгоживущих отходов ядерной энергетики — минорных актинидов и целей замыкания ядерного топливного цикла. В ИЖСР активную зону формирует гомогенная расплавленная смесь из фторидов солей и фторида делящегося материала (урана, плутония или тория). Топливная композиция одновременно служит теплоносителем первого контура. ИЖСР обладает свойством естественной безопасности: температурный и пустотный коэффициенты в нем отрицательные, что исключает тяжелые аварии типа чернобыльской. Температура в активной зоне очень высокая, порядка 700 °C, но давление в контуре отсутствует, что повышает безопасность реактора.
Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 – строящийся на базе АО «СХК» (Томская область) реакторная установка на быстрых нейтронах с нитридным уран-плутониевым топливом равновесного состава, свинцовым теплоносителем и двухконтурной схемой преобразования тепла, работающая в замкнутом ядерном топливном цикле, предназначена для практического подтверждения основных технических решений, применяемых в РУ со свинцовым теплоносителем в соответствии с концепцией естественной безопасности, и поэтапного обоснования ресурсных характеристик элементов РУ для создания коммерческих АЭС с реакторными установками такого типа.
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.
