俄罗斯HTGR燃料高温测试获突破

在Rosatom科学部门的研究设施中，高温气冷堆(HTGR)的燃料样品已在高达1700°C的温度下完成测试。

俄罗斯目前正在开发新一代HTGR技术，主要聚焦于大规模制氢。一个关键项目是开发配备四台200 MWt氦冷HTGR机组的核电站。俄罗斯的HTGR设计强调完全国产化技术，避免使用外国组件。2025年初，Rosatom科学部门在LUCH科研生产联合体研究所启动了中试生产线，用于生产三层结构各向同性(TRISO)燃料芯块。

测试使用了HTGR燃料样品（带有球形微燃料元件均匀分布的石墨圆柱体），由LUCH研究所的专家开发制造。在进行反应堆试验之前（为避免违反正常运行条件），样品在研究堆中按此类燃料的正常条件（温度范围1000-1200°C）进行了辐照，达到不同的燃耗深度。

在Dimitrovgrad的原子反应堆科学研究所(NIIAR)，对HTGR燃料样品进行了一系列反应堆实验，这些样品已在SM-3反应堆中按正常条件预辐照至燃耗深度4% t.a.和8% t.a.。

这些是特定指标，指核燃料中经历裂变或中子俘获的重金属原子总数的百分比。4% t.a.大致相当于40 MWd/tU（兆瓦天/公吨铀）的燃料燃耗。典型的压水堆(PWR)目前以平均约40-45 MWd/tU或约4% t.a.的燃耗运行。8% t.a.（约80 MWd/tU）范围代表非常高的燃耗目标，需要特定的燃料设计和材料考虑来管理相关挑战，如裂变气体释放、包壳腐蚀和燃料性能变化。

使用研究所专家专门开发的辐照装置，预辐照燃料紧凑体在1600°C温度下成功测试超过500小时。此外，燃耗为8% t.a.的燃料样品在更极端条件下进行了测试，在约1700°C温度下暴露于辐照超过380小时。

在Sverdlovsk地区的反应堆材料研究所(IRM)（隶属于Dollezhal动力工程科研设计院NIKIET）进行独特反应堆实验之前，HTGR燃料样品在IVV-2M反应堆中预辐照至燃耗至少12%（Rosatom正在开发的HTGR反应堆的平均设计燃耗）。同时，在标准条件下的辐照过程中，微燃料元件中气态裂变产物的释放率被固定在比反应堆装置总设计师（Afrikantov OKBM）对HTGR燃料要求中规定水平低约一个数量级的水平。IRM专家在1600°C温度下对其中一个辐照燃料样品测试了约300小时。

"2025年科学部门专家实施的独特反应堆实验和复杂的堆后研究，补充了自2021年以来作为HTGR燃料计算和实验验证综合计划一部分积累的实验数据阵列，"负责Rosenergoatom工作的Fedor Grigoriev指出。"基于反应堆测试和堆后研究的结果，获得了超过20个HTGR燃料样品，燃耗达到从3% t.a.到13% t.a.（包括在1600-1700°C温度下辐照的独特实验，并提供裂变产物释放的在线控制）。因此，我们现在可以合理地确认HTGR反应堆装置项目中设定的国产微球燃料运行最大设计限值。"

LUCH研究所实验室负责人Vladislav Tumanov表示，该研究所已创造了独特的HTGR燃料。"燃料样品原型经历了全面的堆前、反应堆测试和堆后研究，这证实了它们的性能以及所采用科技解决方案的可制造性。我们的专家做了大量工作。我们创造了独特的外部凝胶化技术，能够获得微球材料，特别是直径为400微米的二氧化铀核芯。"

他补充道："在项目实施过程中，制造了独特的设备，用于对所得微球材料施加TRISO涂层，编制了卓越的科技基础和分析方法基础，用于质量控制所得中间体和最终产品。生产技术已在扩大实验室容量的装置和中试生产线上开发和改进。这是整个团队的成功。"

2026年，作为Rosenergoatom正在实施的基于HTGR的核能技术站综合投资项目的一部分，Rosatom专家计划推进由LUCH研究所专家在进口独立的中试生产线上制造的燃料原型的反应堆测试。

HTGR燃料的开发和计算实验验证，以及其中试生产技术，自2021年以来由LUCH研究所领导的行业企业团队根据Rosatom电力部门的指令进行，作为开发用于创建具有HTGR反应堆的核电站以及用于生产含氢产品和氨的化学技术部分的技术解决方案投资项目的一部分。