MEPhI研制燃料铀含量检测装置

俄罗斯国家研究型核大学MEPhI（莫斯科工程物理学院）——NNRU-MEPhI——正处于研制一套实验装置的最后阶段，该装置用于无损检测高温气冷堆（HTGR）创新燃料中的铀含量。

该诊断装置由NNRU-MEPhI理论与实验核反应堆物理系的副教授Tatyana Borisovna Aleyeva领导的研究团队定制研制。该装置旨在准确测量并验证新型燃料压块设计中的铀浓度，且不损坏燃料元件。

这种创新型200兆瓦VTGR（VisokoTemperaturnovo Gazookhlazhdaemovo Reaktora）是本燃料的设计对象，其在极端条件下运行，堆芯出口氦冷却剂温度可达850°C。该高潜力热输出主要用于为大规模核驱动制氢工艺站（AETS——Atomnoi EnergoTekhnologicheskoi Stantsia）提供所需的能量和热量。

尽管该反应堆仍处于设计阶段，但燃料元件已经完成研制和测试。燃料元件由独特的石墨圆柱体（压块）构成，其高度为5厘米，直径为12.5毫米，内含TRi-structural ISOtropic（TRISO）燃料颗粒。这些颗粒是亚毫米级的二氧化铀球体，外层包覆有多孔碳、热解碳和碳化硅涂层。

“我们面临的关键任务之一，是确定一批压块中含有多少铀，”Aleyeva教授解释道，“燃料生产是一项复杂的多阶段创新技术，微型燃料元件的直径及每个压块中的数量都存在差异。每个压块约含4000个直径小于1毫米的微型燃料元件。微型燃料元件的数量可能较少，单个微型燃料球中的铀含量也可能存在偏差，更不用说铀富集度可能偏离标准值。”

利用MEPhI研制的装置，一批压块会被外部中子源照射，从而使铀发生裂变。通过探测裂变中子，可以确定响应强度，进而确定该批次中的铀含量。为产生中子通量，实验装置中包含一个重约3吨的石墨立方体，其中放置有钚-铍放射性同位素中子源。具有硬能谱（平均能量约4.5 MeV）的中子在石墨中慢化，并进入含有压块的测量腔，在那里发生强迫裂变反应。

为探测快中子，在石墨立方体上方放置了一个探测单元，该单元基于位于聚乙烯慢化体中的氦计数管。立方体与探测单元之间安装有镉屏，用于吸收来自外部源的热中子。这降低了本底，并提高了有用信号与本底信号之比。

“在我们的实验中，几乎所有测量都是相对测量。我们将测量响应与已验证并认证的标准样品的响应进行比较。如果我们测量系统中的响应低于标准样品的响应，就意味着铀‘未被报告’，”Aleyeva教授说。

她补充说，该设计中最困难的阶段是正确选择测量系统的材料和几何结构，并选择中子源及其位置。为此，研究人员开展了初步的中子物理计算和实验研究。

MEPhI研制的装置将能够在燃料压块装入燃料组件之前，监测新鲜燃料压块批次中的铀含量。这是未来VTGR反应堆燃料生产技术链中的一个重要环节。

VTGR的研制由Rosatom下属子公司组成的联合体负责管理。总设计师为位于下诺夫哥罗德（Nizhny Novgorod）的知名机械工程设计局OKBM Afrikantov。科学主管为National Research Centre Kurchatov Institute，负责整体物理验证和科学管理。燃料架构师为Research Institute NPO LUCH，该单位担任专用燃料元件的设计者、工艺技术方和物理制造方。

VTGR项目已从概念架构阶段转入材料鉴定和样机测试阶段，并取得了若干关键工程里程碑。2025至2026年间，Rosatom科学家在位于Dimitrovgrad的Scientific Research Institute of Atomic Reactors（NIIAR——Nauchno Issledovatelskii Institut Atomnikh Reaktorov）的SM-3研究堆内，完成了对实验室燃料颗粒样品的初步反应堆回路测试。这些测试评估了燃耗范围为3%至13%的燃料，验证了其在模拟事故条件下的结构完整性。燃料制造已转入由NPO LUCH建立的完全国产化、不依赖进口的制造中试线。

2月，专门采用一种新配方碳-碳复合材料研制的结构部件完成了热试验。用于支撑石墨反应堆堆芯的全尺寸支撑模型，以及柔性控制棒，在高达1300°C的温度下展示了机械耐久性。

MEPhI研制的无损物理检测装置直接契合这一阶段的工作，将充当安全把关环节，用于检验这些新的中试线燃料压块。近期的工程目标是将这些部件验证工作扩展为一套统一的技术方案，以服务于规划中的AETS。