Ученые ВНИИНМ успешно завершили исследования поведения трития в реакторных установках новых типов
![](assets/images/news2022/vniinm/big-180849-1.jpg)
Выполненная работа позволит решить проблему накопления, детектирования и контроля этого радиоактивного изотопа водорода для обоснования безопасности реакторов новых поколений. Заказчиками исследований выступили исследовательские, конструкторские и производственные предприятия Росатома - АО «НИКИЭТ», АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», ФГУП «ГХК».
Исследование закономерностей удержания и переноса трития в топливной соли, промежуточном теплоносителе и конструкционных материалах ИЖСР позволило разработать комплекс мер, направленных на предотвращение выделения трития за пределы защитных барьеров и преждевременного выхода из строя элементов реакторной установки из-за их взаимодействия с тритием.
Также выполнены исследования диффузионных характеристик трития в конструкционных материалах парогенератора при условиях эксплуатации БРЕСТ-ОД-300. Полученные результаты используются для составления расчетных моделей скорости проникновения трития во вторичный водяной теплоноситель и для обоснования безопасных условий эксплуатации реакторной установки.
Кроме того, было проведено экспериментальное обоснование нескольких составных систем технологического тритиевого цикла для обеспечения топливной смесью (дейтерий-тритиевой плазмой) экспериментальной установки управляемого термоядерного синтеза модифицированного токамака с сильным полем. Исследования были проведены для валидации принятых технических решений разработанной схемы тритиевого цикла, а также для определения основных параметров работы систем, необходимых для ведения дальнейших разработок в этом направлении.