В начале февраля 2026 года российские атомщики сообщили об успешных испытаниях первых элементов конструкции из отечественного углеродного материала для высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР). Этот реактор является еще одним перспективным проектом нашей атомной отрасли. Он предназначен для замещения ископаемого топлива в различных высокотемпературных промышленных технологиях.
По информации специалистов ГК Росатом, в начале 2026 года завершены испытания полноразмерных элементов конструкции из отечественного углерод-углеродного композиционного материала. Их создали для сооружения перспективного российского высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР). Новый материал выдержал реакторные испытания при температурах до 1300 градусов Цельсия. В процессе испытаний были изучены теплофизические свойства облученных образцов углеродного материала.
На завершающем этапе конструкторы и технологи отработали методы промышленного изготовления и создали полноразмерные макеты отдельных элементов конструкции, включая опорный элемент высотой 1650 мм (комплект которых служит опорой для активной зоны из графитовых тепловыделяющих сборок) и рабочий орган системы управления и защиты (длинномерная гибкая конструкция, собираемая из отдельных секций высотой 500 мм каждая).
- Для чего нужен реактор ВТГР? Его создают для атомной энерготехнологической станции (АЭТС), которую еще иногда называют «водородной атомной станцией«. На такой станции будет построен демонстрационный комплекс с реактором ВТГР и химико-технологической частью (ХТЧ) для крупномасштабного производства водорода. Ранее сообщалось, что в качестве теплоносителя будет использоваться гелий, его температура на выходе составит около 850 градусов Цельсия. Отводимое гелиевым теплоносителем тепло будет передаваться в химико-технологическую часть комплекса, где происходит выработка водорода. На первой АЭТС в России планируют построить и ввести в эксплуатацию 4 блока по 200 МВт тепловой мощности каждый. При вводе в строй всех мощностей станция будет выпускать до 440 тысяч тонн водорода в год. Первый энергоблок планируется построить и запустить к 2032 году.
О безопасности нового российского реактора ВТГР. Перспективная станция проектируется с высокой степенью безопасности. Конструкция микротвэлов* позволяет топливу выдерживать высокие температуры (до 1600 градусов Цельсия — такой уровень может достигаться при нарушении нормальных условий эксплуатации реактора ВТГР) в течение сотен часов. Расчеты показывают, что даже в случае запроектной аварии графитовая кладка активной зоны не сможет загореться. На ВТГР нет риска возникновения пароциркониевой реакции, так как в конструкции микротвэлов не используются сплавы с цирконием, а в активной зоне нет воды. Помимо этого, реактор имеет отрицательный температурный коэффициент и при разогреве сам затухает. В микротвэлах все продукты распада находятся внутри многослойных керамических оболочек, хранить отработавшие топливные элементы можно в сухом хранилище.
*Микротвэл — это миниатюрный элемент ядерного топлива, состоящий из сферического топливного сердечника (керна) с многослойным защитным покрытием, размещенный в графитовой матрице и упакованный в цилиндрические топливные компакты. Разработка данного типа ядерного топлива и технологии его производства для перспективного реактора ВТГР ведется в России с 2021 года. В 2025 году сообщалось об успешном создании опытно-промышленной технологии производства топлива и начале выпуска опытных партий микротвэлов и топливных компактов.
Как отмечают специалисты Росатома, выполненная отработка технологии изготовления элементов конструкции реактора ВТГР позволит в дальнейшем применять полученный опыт не только для изготовления иных элементов конструкции перспективного реактора, но и использовать технологию в других инновационных проектах нашей атомной отрасли.
На фото: слева — Макет опорного элемента реакторной установки ВТГР (высота 1650 мм) и элементы рабочего органа системы управления и защиты, справа — Топливные компакты ВТГР разработки АО «НИИ НПО «ЛУЧ». Источник фото: ГК Росатом.
Комментарии (0)