1.9.1.3 Экспериментальные возможности.

Для проведения экспериментов на реакторе предусмотрены:

• экспериментальная ячейка, в которой устанавливаются инструментованные топливные, материаловедческие сборки или автономные петли с получением информации в процессе облучения;

• возможность одновременного размещения до 12 облучательных устройств с конструкционными материалами в активной зоне реактора. Количество экспериментальных ТВС с перспективными топливными композициями в активной зоне и облучательных устройств с конструкционными материалами в боковом экране практически не регламентируется;

• 9 вертикальных "сухих" каналов за корпусом реактора диаметром от 90 до 230 мм и высотой 700 мм, с плотностью нейтронного потока 10¹³ см^-2 с^-1;

• 4 горизонтальных канала (2 касательных, 1 тангенциальный и 1 центральный) за корпусом реактора диаметром 150 мм;

• возможность одновременного испытания опытных образцов оборудования контуров с натриевым теплоносителем и систем диагностики и защиты в первом и втором контуре установки.

1.10 Направления исследований

1.10.1 Исследования реакторных материалов:

• аустенитные нержавеющих стали, используемые для ВКУ водо-водяных реакторов (ускоренные испытания);

• бериллий и сплавы на основе ванадия, ниобия и молибдена;

• поглощающие композиции;

• образцы и материалы, используемые в реакторе БОР-60 с целью уточнения и продления ресурса основных элементов быстрых реакторов;

• зависимости формоизменения, длительной прочности и трещиностойкости при температурах от 330 до 1000 ^оС до дозы 200 сна.

1.10.2 Исследования топлива:

• испытаниe экспериментальных ТВС для статистического подтверждения работоспособности твэлов с виброуплотненным топливом;

• испытания твэлов и ТВС до выгорания свыше 30% тяжелых атомов в стационарных, переходных и аварийных режимах;

• демонстрация возможности выжигания оружейного плутония;

• исследованиe технологических аспектов создания технологии изготовления и переработки топлива для реактора – выжигателя минор-актинидов и др;

• демонстрация возможности замыкания топливного цикла на базе неводных методов переработки топлива;

• реакторные испытания топливных композиций и опытных твэлов для ториевых зон воспроизводства;

• исследования работоспособности твэлов в предельных режимах эксплуатации (достижение сверхглубоких выгораний и сверхвысоких повреждающих доз);

• реакторное обоснование перспективных видов топлива и технологий его получения (сплавов U-Pu-Zr, смесей диоксидов урана и плутония, нитридов, карбидов, карбонитридов).

1.10.3 Перспективные исследования:

• сплавы системы V-Cr-Ti в среде лития;

• бериллиевые засыпки для бланкета термоядерного реактора;

• образцы феррито-мартенситных сталей;

• определение ресурса конструкционных материалов и твэлов реакторов ГТМГР.

1.10.4 Производство радионуклидов:

• наработка Sr-89 и Gd-153.

1.10.5 Безопасность реакторов:

• реакторныe испытания твэлов реактора БРЕСТ;

• эксплуатация холодных ловушек примесей 1 и 2 контуров;

• очистка от радиоактивных примесей теплоносителя первого контура реактора с применением компактных адсорберов, устанавливаемых в активную зону вместо ТВС или вместо сборки бокового экрана;

• испытание перспективных крупномасштабных моделей и элементов парогенераторов и другого оборудования;

• разработка и испытание методик, приборов и систем контроля, диагностики активных зон и оборудования реакторов.