Начался монтаж реакторной установки IV поколения БРЕСТ-ОД-300. Установлена стальная опорная плита реактора и погружена в шахту реактора первая часть корпуса реакторной установки (нижний ярус ограждающей конструкции).

Инновационная технология переработки облученного ядерного топлива. Разработана инновационная технология очистки и выделения ядерных материалов из облученного ядерного топлива (ОЯТ). Новая технология кристаллизационного аффинажа будет реализована на модуле переработки облученного уран-плутониевого СНУП-топлива в составе Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК).

Началась опытно-промышленная эксплуатация ядерного топлива с минорными актинидами. Тепловыделяющие сборки с уран-плутониевым МОКС-топливом, в которые были добавлены минорные актиниды, загружены в реактор на быстрых нейтронах БН-800 (энергоблок №4 Белоярской АЭС). Три экспериментальных МОКС-ТВС с содержанием америция-241 и нептуния-237 пройдут опытно-промышленную эксплуатацию в течение трех микрокампаний (ориентировочно – полтора года).

Подтвердилась надежность эксплуатации ядерного топлива ВВЭР большой мощности в маневренном режиме. В эксперименте «Маневр-1» исследовались параметры ядерного топлива для реакторов ВВЭР-1200 в режиме суточного маневрирования мощностью реакторной установки. Испытания проводились в исследовательском реакторе МИР на площадке димитровградского НИИ атомных реакторов. Объектом исследования стали тепловыделяющие элементы в различном исполнении по топливной композиции (с интегрированным в топливо выгорающим поглотителем и без него). Сценарий проведения испытаний в исследовательском реакторе обеспечил полную имитацию эксплуатации ядерного топлива в режиме суточного маневрирования мощностью энергоблока ВВЭР-1200 в 18-месячном топливном цикле. В ходе испытаний моделировалась работа реактора в режиме маневрирования, представляющего собой суточный цикл изменения тепловой мощности реактора в диапазоне от 100% до 40% от номинального значения.

«Прорыв» Росатома ввел в эксплуатацию систему управления данными и процессами расчетных и экспериментальных научных исследований «Урания». Система разработана на базе цифровой платформы управления расчетными данными CML-Bench СПбПУ. «Урания» собирает глобальный архив, помогает упростить проведение обосновывающих расчетов, позволяет автоматизировать перебор вариантов, режимов работы любого узла. По отзывам экспертов, «Урания» в разы сокращает время выполнения расчетов.

Изготовлена первая опытная партия топлива для реактора МБИР. Опытная партия твэлов состоит из виброуплотненного уран-плутониевого МОКС-топлива (что обеспечивает высокую плотность нейтронного потока в активной зоне и делает МБИР наиболее привлекательным аппаратом для проведения реакторных испытаний).

Подписан протокол о начале работ по проекту атомной станции малой мощности в Узбекистане. Контракт предусматривает строительство в Джизакской области Узбекистана АСММ по российскому проекту общей мощностью 330 МВт (6 реакторов по 55 МВт каждый). АО «Атомстройэкспорт» (Инжиниринговый дивизион госкорпорации «Росатом») выступает генеральным подрядчиком сооружения станции.

Начался заключительный цикл опытно-промышленной эксплуатации ядерного топлива ATF нового поколения безопасности. Опытно-промышленная эксплуатация тепловыделяющих элементов ATF-топлива проходит на энергоблоке №2 Ростовской АЭС. Топливные кассеты с опытными твэлами проходят стандартный цикл эксплуатации ядерного топлива для российских реакторов ВВЭР-1000 – три топливные кампании по 18 месяцев. Через полтора года во время ближайшего планово-предупредительного ремонта на энергоблоке топливо будет выгружено из активной зоны реактора, а сами инновационные твэлы пройдут программу послереакторных исследований. В 2021 в активную зону реактора были впервые загружены три комбинированные тепловыделяющие сборки конструкции ТВС-2М, каждая из которых содержит по 12 твэлов в инновационном исполнении. Шесть тепловыделяющих элементов изготовлены с применением в качестве конструкционного материала хром-никелевого сплава 42ХНМ и шесть твэлов - с оболочками из циркониевого сплава с хромовым покрытием.

Начался заключительный цикл опытной эксплуатации уран-плутониевого РЕМИКС-топлива. Опытно-промышленная эксплуатация РЕМИКС-топлива проходит на Балаковской АЭС (ВВЭР-1000). Топливные кассеты конструкции ТВС-2М, укомплектованные тепловыделяющими элементами с инновационной топливной композицией, проходят стандартный цикл эксплуатации для ядерного топлива российских энергоблоков ВВЭР-1000 – три топливные кампании по 18 месяцев. В начале 2026 года во время планово-предупредительного ремонта на энергоблоке сборки с РЕМИКС-топливом будут окончательно выгружены из активной зоны реактора в бассейн выдержки, после чего топливо будет направлено на послереакторные исследования.

Создан эскизный проект российского токамака с реакторными технологиями. Эскизный проект устанавливает принципиальные конструктивные решения, дающие общее представление об устройстве, принципах работы и габаритных размерах ТРТ, а также обоснованные, полученные по результатам конструкторских проработок и различных типов расчётов (механических, электромагнитных, тепловых, вакуумных) данные, уточняющие основные параметры установки и определяющие технические требования к внешним системам токамака – электропитания, криогенного охлаждения, водяного охлаждения, вакуумной откачки и поддержания рабочего давления.

Начались реакторные испытания в рамках проекта повышения обогащения ядерного топлива. Речь идет об испытаниях ядерного топлива для реакторов ВВЭР с выгорающим поглотителем нейтронов эрбием и обогащением по изотопу уран-235 порядка 5%. Испытания проводятся на исследовательском реакторе МИР.М1 в димитровградском НИИ атомных реакторов (АО «ГНЦ НИИАР», предприятие Научного дивизиона госкорпорации «Росатом»).

Изготовлено экспериментальное СНУП- и МОКС-топливо для перспективного реактора БН-1200. Изготовлена облучательная сборка ОС-4 с твэлами на базе СНУП-топлива (повышенный уровень выгорания), а также три уникальные экспериментальные сборки КЭТВС-МАК с твэлами типоразмера БН-1200 на базе МОКС-топлива с аксиальной прослойкой (в состав топливного столба введен фрагмент с так называемым воспроизводящим материалом). Новые топливные кассеты со СНУП- и МОКС-топливом пройдут цикл испытаний в реакторе БН-600 на Белоярской АЭС. Загрузка в активную зону запланирована на 2025 год.

«Росатом» приступил к ключевой монтажной операции 2024 года на исследовательском реакторе МБИР. Начат монтаж технологического оборудования первого контура теплоотвода и транспортно-технологических систем исследовательского реактора МБИР. В реакторном блоке проведены работы по расконсервации и кантованию корзины активной зоны реактора МБИР.

Росатом завершил первый этап экстремальных испытаний микротвэлов TRISO для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Более подробно о целях и задачах НИОКР по топливу ВТГР, реакторных испытаниях топлива и их результатах, базовых принципах проекта ВТГР можно узнать по ссылке. Там же приведена информация по конструкции топлива ВТГР, техническим требованиям к топливу, технологии изготовления и опытно-промышленной технологии его производства, сделан обзор реализации зарубежных национальных программ по тематике топлива ВТГР (КНР и США). С обзорным докладом по состоянию НИОКР в обосновании технических решений, заложенных в реактор ВТГР, можно ознакомиться здесь.

Введен в опытно-промышленную эксплуатацию завод по производству ядерного топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300. Изготовлены первые макетные топливные кассеты в дизайне активной зоны БРЕСТ-ОД-300 с топливными таблетками из нитрида обедненного урана. В настоящее время на производстве отрабатывается технология фабрикации тепловыделяющих сборок БРЕСТ-ОД-300 с топливной композицией на базе обедненного урана. После одобрения обращения с плутонием атомщики приступят к производству целевого продукта – смешанного плотного нитридного уран-плутониевого топлива (СНУП-топлива).