Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Основные направления исследований на модернизированном реакторе СМ-3

18.05.2026 2026 - №02 Физика и техника ядерных реакторов

А.В. Бурукин М.С. Каплина Н.К. Калинина В.А. Кисляков Д.А. Корнилов А.Л. Ижутов Н.Ю. Марихин В.С. Моисеев П.С. Палачев А.Л. Петелин С.А. Сазонтов В.А. Тарасов

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.2.08

УДК: 621.039.553

Статья посвящена накопленному опыту использования модернизированной активной зоны с отражателем действующего высокопоточного реактора СМ-3 для реакторных испытаний материалов ядерной техники. Дано описание компоновки активной зоны после модернизации. Представлена информация по различным типам экспериментальных облучательных устройств. В высокотемпературных петлевых каналах в условиях естественной циркуляции воды разного химического состава проводятся испытания конструкционных материалов (КМ), изделий активной зоны РУ ШЕЛЬФ-М, материалов поглощающих элементов и источников нейтронов. Успешно продолжается серия реакторных экспериментов по облучению топливных компактов с микросферическим топливом при температуре, которая может быть достигнута в случае нарушения нормальных условий эксплуатации ВТГР. Образцы экспериментального графита и герметизированных (клееных) соединений графита, предлагаемого в качестве конструкционного материала этих реакторов, облучены до достижения целевых значений флюенса нейтронов, проведены реакторные испытания образцов графита из крупногабаритных блоков. Начаты реакторные испытания образцов графита, предлагаемого в качестве конструкционного материала ВТГР, на радиационную ползучесть и малоцикловую усталость с периодическим измерением размеров образцов. В ячейках отражателя испытаны образцы сплавов, предлагаемых в качестве кандидатных конструкционных материалов жидкосолевого реактора, для определения влияния нейтронного излучения на их механические и коррозионные свойства. Облучение образцов проведено в среде топливной соли на основе фторидов лития, натрия и калия с добавками фторидов имитаторов актинидов и теллура, а также гелия и солевого расплава фторидов лития и бериллия с добавкой трифторида плутония. Ведутся работы по созданию петлевой установки с естественной циркуляцией топливной соли на основе расплавов фторидов лития, натрия и калия и ее обеспечивающих систем для испытаний в отражателе реактора образцов конструкционных материалов. Разрабатываются облучательные устройства и стенды для испытаний образцов кандидатных оболочечных конструкционных материалов для реактора ВВЭР-СКД. В нейтронной ловушке реактора и каналах бериллиевого отражателя нарабатываются радионуклиды высокой удельной активности для нужд медицины, в том числе изотопы трансплутониевых элементов, такие как калифорний-252. Данные изотопы используются для производства радиофармпрепаратов для применения в ядерной медицине, а также источников ионизирующих излучений (гамма-, альфа- и нейтронных источников).

Ссылки

  1. The IAEA Research Reactor Database (RRDB). URL: https://nucleus.iaea.org/rrdb/#/home/ (дата обращения 04.05.2026).
  2. Тузов А.А., Ижутов А.Л., Малков А.П., Петелин А.Л., Сазонтов С.А. Реализация проекта по модернизации активной зоны реактора СМ-3. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2024;2:30–40. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2024.2.03
  3. Izhutov A.L., Malkov A.P., Petelin A.L., Sazontov S.A., Starkov V.A. SM reactor core modernization program. Proc. of the European Research Reactor Conference (RRFM 2017), Rotterdam, The Netherlands, 2017, A0093. URL: https://www.euronuclear.org/download/proceedings-rrfm-2017/ (дата обращения 27.03.2024).
  4. Tuzov A.A., Izhutov A.L., Petelin A.L., Divnogorsky A.V. Status of the SM-3 reactor core refurbishment. Proc. of the European Research Reactor Conference (RRFM 2019), Jordan, 2019. URL: https://www.euronuclear.org/download/rrfm-2019-part-3/ (дата обращения 24.04.2024).
  5. Андреева Л.А., Гольцов Е.Н., Каплиенко А.В., Кудинов В.В., Куликов Д.Г., Молоканов Н.А., Пименов А.О. Актуальные задачи развития объектов малой энергетики. АСММ на базе реакторной установки ШЕЛЬФ-М. Атомная энергия. 2020;129(4):134–163. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=44516150 (дата обращения 04.05.2026).
  6. Куликов Д.Г., Каплиенко А.В., Кудинов В.В., Жеребцов Е.И., Разводова А.А. Энергоблок на базе реакторной установки ШЕЛЬФ-М для АСММ: инновационные решения и обоснование безопасности. Атомная энергия. 2025;139(4):132–139. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/5543 (дата обращения 04.05.2026).
  7. Перспективы развития высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Научный портал «Атомная энергия 2.0», 22.03.2017 г. URL: https://www.atomic-energy.ru/technology/73919 (дата обращения 16.01.2023).
  8. Пономарев-Степной Н.Н. Атомно-водородная энергетика. В сборнике: Академия наук и атомная отрасль. Научные сессии Общего собрания членов РАН и Общих собраний отделений РАН. Декабрь 2020 г. Москва, 2021, c. 134–163. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=46120937 (дата обращения 04.05.2026).
  9. Каплина М.С., Калинина Н.К., Ильиных Г.А., Дреганов О.И., Марихин Н.Ю., Моисеев В.С. Теплофизический расчет облучательного устройства для облучения топливных компактов в реакторе СМ-3. Сборник докладов XXII Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам 13-14 апреля 2022 г., Россия, Московская обл., Подольск. Подольск, АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2022, c. 256–263. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=49761838&pff=1 (дата обращения 04.05.2026).
  10. Тихонов Н.А., Бахин А.Н., Федин О.И. Использование методов термического анализа для изучения теплофизических свойств реакторных материалов на примере топливных компактов для ВТГР. В книге: Новые материалы: Перспективные технологии получения материалов и методы их исследования. Сборник тезисов докладов 21-й Международной школы-конференции им. Б.А. Калина для молодых ученых и специалистов. Москва, 2023, c. 65–66. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=54756186&pff=1 (дата обращения 04.05.2026).
  11. Глебов А.П., Клушин А.В., Баранаев Ю.Д. Перспективы использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2015;1:5–17. DOI: http://doi.org/10.26583/npe.2015.1.01
  12. Калякин С.Г., Кириллов П.Л., Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Богословская Г.П., Никитенко М.П., Макин В.П., Чуркин А.Н. Перспективы разработки инновационного водоохлаждаемого ядерного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. ТЕПЛОФИЗИКА: сборник статей к 65-летию создания Теплофизического отдела ФЭИ. Обнинск, ГНЦ РФ–ФЭИ, 2019, c. 204–214. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=21699089 (дата обращения 04.05.2026).
  13. Семченков Ю.М., Духовенский А.А., Прошин А.А., Мухачев В.Н., Седов В.Н., Чибиняев А.В. Проблемы и перспективы легководных реакторов нового поколения со сверхкритическим давлением. Труды отраслевого научно-технического семинара «Реакторы на сверхкритических параметрах воды», Обнинск, 6–7 сентября 2007 г., c. 48–61.
  14. Ижутов А.Л., Моисеев В.С., Калинина Н.К., Каплина М.С., Моисеев Д.С. Теплогидравлический расчет конструкции облучательного устройства для проведения внутриреакторных испытаний макетов твэлов ВВЭР-СКД с сердечниками на основе имитаторов распухания ядерного топлива. Вестник НИЯУ МИФИ. 2025;14(3):185–191. EDN: CJYOVO. DOI: https://doi.org/10.26583/vestnik.2025.3.1
  15. Куприянов А.В., Тарасов В.А., Романов Е.Г. Производство радионуклидов в модернизированном реакторе СМ. Тезисы докладов Международной конференции «Безопасность исследовательских ядерных установок», Димитровград, 19–21 мая 2021 г. Димитровград, АО ГНЦ НИИАР, 2021, с. 29–30. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?edn=sicdpe (дата обращения 04.05.2026).
  16. Топоров Ю.Г., Романов Е.Г., Тарасов В.А., Звир А.И., Сазонтов С.А., Рябов Д.В. Производство йода-125 в петлевой установке исследовательского реактора. Сборник трудов АО ГНЦ НИИАР. 2018;2:53–58. URL: https://www.elibrary.ru/item.asp?id=36424440 (дата обращения 04.05.2026).
  17. Способ катионообменного выделения радионуклида лютеция-177 из облученного в ядерном реакторе иттербия. Патент № 2763745 РФ, МПК G21G 1/06 (2006.01), № 021112345, заявл. 23.04.2021, опубл. 11.01.2022. Заявитель АО «ГНЦ НИИАР», 10 с. URL: https://new.fips.ru/registers-doc-view/fips_servlet?DB=RUPAT&DocNumber=2763745&TypeFile=html (дата обращения 30.01.2026).
  18. Абдуллов Р.Г., Буткалюк П.С., Ротманов К.В., Андреев О.И., Борзова А.В., Аббязова В.Г., Буткалюк И.Л. Способ взаимного разделения радия, актиния и тория. Патент № 2833659 РФ, МПК B01D 15/08 (2025.01). № 2024100034, заявл. 09.01.2024, опубл. 28.01.2025. Заявитель АО «ГНЦ НИИАР», 15 с. URL: https://searchplatform.rospatent.gov.ru/doc/RU2833659C1_20250128 (дата обращения 30.01.2026).
  19. Государственный реестр лекарственных средств: карточка лекарственного препарата «Ракурс, 223Ra» (РУ № ЛП-№(008170)-(РГ-RU)). ФГБУ «ФНКЦ МРиО» ФМБА России. URL: https://grls.pharm-portal.ru/grls/76ad3d59-a527-471e-a63b-b1165e9c36ee#summary (дата обращения 04.02.2026).
  20. Oganessian Y. From past to future in the science of super heavy elements. Eur. Phys. J. 2024;227:A60. DOI: https://doi.org/10.1140/epja/s10050-024-01431-2 (дата обращения 04.05.2026).

реактор СМ-3 нейтронная ловушка модернизация топливный стержень графит облучательное устройство параметры облучения ВТГР ЖСР ШЕЛЬФ-М радионуклиды трансплутониевые элементы

Ссылка для цитирования статьи: Бурукин А.В., Каплина М.С., Калинина Н.К., Кисляков В.А., Корнилов Д.А., Ижутов А.Л., Марихин Н.Ю., Моисеев В.С., Палачев П.С., Петелин А.Л., Сазонтов С.А., Тарасов В.А. Основные направления исследований на модернизированном реакторе СМ-3. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 2. – С. 115-134. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.2.08 .

Открыть PDF файл