1.9.1.3 Экспериментальные возможности

Для проведения экспериментов на реакторе предусмотрены:

1. Экспериментальная ячейка, в которой устанавливаются инструментованные топливные, материаловедческие сборки или автономные петли с получением информации в процессе облучения.

2. 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.

3. 9 вертикальных "сухих" каналов за корпусом реактора диаметром от 90 до 230 мм и высотой 700 мм, с плотностью потока нейтронов 10¹³см^-2 с^-1.

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

5. 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

1. Аустенитные нержавеющих стали, используемые для ВКУ водо-водяных реакторов (ускоренные испытания).

2. Бериллий и сплавы на основе ванадия, ниобия и молибдена.

3. Поглощающие композиции.

4. Образцы и материалы, используемые в реакторе БОР-60 с целью уточнения и продления ресурса основных элементов быстрых реакторов.

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

1.10.2 Исследования топлива

1. Испытание экспериментальных ТВС для статистического подтверждения работоспособности твэлов с виброуплотненным топливом.

2. Испытания твэлов и ТВС до выгорания свыше 30% тяжелых атомов в стационарных, переходных и аварийных режимах.

3. Демонстрация возможности выжигания оружейного плутония.

4. Исследование технологических аспектов создания технологии изготовления и переработки топлива для реактора – выжигателя минор-актинидов и др.

5. Демонстрация возможности замыкания топливного цикла на базе неводных методов переработки топлива.

6. Реакторные испытания топливных композиций и опытных твэлов для ториевых зон воспроизводства.

7. Исследования работоспособности твэлов в предельных режимах эксплуатации (достижение сверхглубоких выгораний и сверхвысоких повреждающих доз).

8. 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

1. Сплавы системы V-Cr-Ti в среде лития.

2. Бериллиевые засыпки для бланкета термоядерного реактора.

3. Образцы феррито-мартенситных сталей.

4. Определение ресурса конструкционных материалов и твэлов реакторов ГТМГР.

1.10.4 Производство радионуклидов

• Наработка Sr-89 и Gd-153.

1.10.5 Безопасность реакторов

1. Реакторныe испытания твэлов реактора БРЕСТ.

2. Эксплуатация холодных ловушек примесей 1 и 2 контуров.

3. Очистка от радиоактивных примесей теплоносителя первого контура реактора с применением компактных адсорберов, устанавливаемых в активную зону вместо ТВС или вместо сборки бокового экрана.

4. Испытание перспективных крупномасштабных моделей и элементов парогенераторов и другого оборудования.

5. Разработка и испытание методик, приборов и систем контроля, диагностики активных зон и оборудования реакторов.