В настоящее время циркониевый сплав Э635 широко используется в различных конструкциях тепловыделяющих сборок (ТВС) реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200: в качестве материала труб направляющих каналов (НК) и центральных труб (ЦТ) ТВС-2 и ТВС-2М; труб НК, ЦТ и уголков жесткости каркаса ТВСА.
Изделия из сплава Э635 эксплуатируются на АЭС России, Украины, Болгарии, Чехии и Китая. За это время они доказали свою работоспособность. В исходном состоянии трубы НК из сплава Э635 имеют достаточно высокий уровень механических свойств (прочности и пластичности) при температуре от 20 до 350⁰С.
В процессе эксплуатации ТВС на НК и ЦТ оказывают воздействие радиационные, температурные, силовые и коррозионные факторы. Накопленная за время эксплуатации доза облучения на этих элементах каркаса ТВС изменяется по высоте АЗ и в первом приближении пропорционально соответствующему изменению выгорания топлива.
Из-за отсутствия заметного тепловыделения при эксплуатации температура на НК и ЦТ практически соответствует температуре теплоносителя, которая возрастает по высоте АЗ от 290⁰С до 330⁰С. Из-за взаимодействия с другими компонентами ТВС, блоком защитных труб (БЗТ) и другими ТВС НК и ЦТ находятся в сложном напряжённо-деформированном состоянии.
В процессе эксплуатации происходит наводороживание материала труб НК и ЦТ в результате их коррозионного взаимодействия с теплоносителем. В отличии от оболочек твэлов, взаимодействующих с теплоносителем только с наружной поверхности, НК и ЦТ взаимодействуют с теплоносителем как с наружной, так и с внутренней поверхности, т.е. площадь взаимодействия с теплоносителем у НК в 2 раза больше, а, следовательно, и количество поглощаемого в процессе эксплуатации трубами НК и ЦТ водорода больше, чем у твэлов.
Увеличение проектной мощности реакторных установок привело к ужесточению условий эксплуатации циркониевых компонентов ТВС, увеличению парообразования и количества образующегося водорода, а, следовательно, и увеличению количества водорода поглощаемого в процессе эксплуатации НК и ЦТ. Увеличение содержания водорода приводит к снижению прочности, пластичности и трещиностойкости циркониевых компонентов (вплоть до растрескивания). Поэтому уровень наводороживания в значительной степени определяет возможный ресурс работы циркониевых компонентов ТВС.
В ходе послереакторных исследований ТВС-2 и ТВСА ВВЭР-1000 с НК из сплава Э635, проведенных в 2017-2020 годах, выявлено значительное снижение пластических свойств материала НК из сплава Э635 вплоть до хрупкого разрушения образцов, вырезанных из отработавших НК. Причиной потери пластичности НК явилось их повышенное наводороживание в процессе эксплуатации.
При этом следует заметить, что общее количество НК из сплава Э635, находящихся в настоящее время в эксплуатации в составе ТВС-2М, ТВС-2006 и ТВСА реакторов ВВЭР-1000, составляет более 15000 шт.
Энергоблоки АЭС с ВВЭР-1000 в настоящее время эксплуатируются на повышенной мощности 104% от номинальной (блоки №№1-4 Балаковской АЭС, блоки №1-4 Ростовской АЭС и блоки №1-4 Калининской АЭС). Повышение мощности реактора приводит к ужесточению условий эксплуатации циркониевых компонентов ТВС: повышению давления и температуры теплоносителя, подкипанию, пристеночному вскипанию или кипению теплоносителя и, в результате, к увеличению парообразования (до 10-15% и более вместо 5%, допускаемых в реакторах ВВЭР-1000, работающих на 100% мощности). Повышение температуры теплоносителя, повышенное парообразование, а также вскипание и, тем более, кипение теплоносителя приведут к резкому снижению коррозионной стойкости НК и еще большему повышению уровня их наводороживания
Планируется дальнейшее повышение мощности энергоблоков ВВЭР-1000 до 107% от номинальной, что приведет к еще большему ужесточению условий эксплуатации циркониевых компонентов ТВС и еще большему наводороживанию НК и снижению их пластичности.
Кроме того, НК из сплава Э635 также эксплуатируются в реакторах ВВЭР-1200 с еще более жесткими условиями эксплуатации, вызванными повышением мощности (еще более высокие давление и температура теплоносителя), где ситуация с наводороживанием и потерей пластичности НК будет еще более критичной.
Для того, чтобы иметь возможность обоснованно и безопасно повышать мощность реакторных блоков и увеличивать длительность эксплуатации ТВС, необходимо:
-     обосновать допустимые уровни наводороживания НК из сплава Э635, не превышение которых гарантирует целостность НК при перегрузках/выгрузках ТВС из АЗ;
-     обосновать допустимый уровень снижения пластичности НК, гарантирующий не разрушение НК при перегрузках/выгрузках ТВС типа ТВС-2 и ТВСА из АЗ на АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200.
Охрупченные НК не способны выдержать большие механические нагрузки, воздействующие на них во время перегрузок ТВС.
Возможные последствия:
Повышенное наводороживание НК может вызвать их хрупкое разрушение при перегрузках/выгрузках ТВС, что может привести к падению обломков ТВС на дно активной зоны реактора.
Целью настоящей НИОКР, выполняемой ИПЯТ НИЯУ МИФИ по заказу АО «Концерн Росэнергоатом», является обеспечение безопасного извлечения из активной зоны ТВС-2 и ТВСА с НК из сплава Э635, охрупченными в результате повышенного наводороживания в процессе эксплуатации на АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200.
В результате настоящей работы будет разработан комплекс мер, которые позволят с минимальными временными и финансовыми затратами решить задачу по безопасным перегрузкам и извлечению из АЗ эксплуатирующихся ТВС с НК из сплава Э635, охрупченными в результате повышенного наводороживания в процессе эксплуатации на АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200.

Актуальность работы обусловлена необходимостью перехода на риск-ориентированную стратегию технического обслуживания и ремонта (ТОиР) электроприводного оборудования (ЭПО) атомных станций. Такая стратегия, основанная на оценке возможных рисков (RBM) и анализе степени ответственности оборудования (RCM), позволяет оптимизировать объемы и сроки ремонтов, обеспечивая безусловный приоритет безопасности при минимизации эксплуатационных затрат.
Основной целью проекта является разработка автоматизированной информационной системы поддержки принятия решений (СППР), предназначенной для создания специализированной информационной среды, обеспечивающей принятие методически обоснованного, подтверждённого результатами эксплуатационного контроля и безразборной диагностики технического состояния, решения об оптимизации объёмов и сроков ТОиР электроприводного оборудования АЭС.
СППР должна пройти внедрение на площадке пилотной АЭС – Нововоронежской АЭС.

В настоящее время на предприятиях разделительно-сублиматного комплекса одной из острейших проблем является задача обеспечения безаваринойсти производства топлива для атомных станций. Эта важнейшая задача, кроме чисто технического компонента, связанного с надежностью оборудования, имеет также аспект, связанный с действиями персонала в случае возникновения нештатных ситуаций на производстве. Ошибочные действия персонала могут иметь тяжелые экономические последствия, а также оказывать резко отрицательное влияние на жизни и здоровья эксплуатирующего персонала. В связи с этим грамотное реагирование на возникновение нештатных ситуаций, а также возможность предупреждения таких ситуаций являются краеугольным камнем в обеспечении безопасности разделительного производства.
           Создание испытательного полигона и макета установок для разделения изотопов, которые могли быть использованы для отработки действий персонала в различных ситуациях, требует значительных временных и денежных затрат. Вместе с тем математическая модель, описывающая с приемлемой точностью процессы течения рабочего вещества в коммуникациях разделительного производства, является гибкой и недорогой альтернативой испытательных реальных полигонов. Кроме очевидных преимуществ, связанных с отсутствием необходимости изготовления макетов большой стоимости и площади, математическая модель легко перестраивается под нужды конкретного производства, не требует материальных затрат на содержание, а также может быть подключена в реальному оборудованию для имитации различных возникающих на производстве ситуаций.
           Однако на сегодняшний день адекватная математическая модель процессов в коммуникациях разделительного производства отсутствует. Ранее на некоторых разделительных комбинатах предпринимались попытки создания такой модели, однако все они заканчивались, в лучшем случае, созданию программных средств для эмуляции одного или нескольких предварительно обсчитанных сценариев. Более того, на сегодняшний день в мировой науке отсутствует детальное понимание процессов, происходящих при течении жидкости или газа по трубопроводами. Все существующие модели ограничиваются полуэмпирическими решениями, не подходящими для расчета реальных физических процессов.
           Более того, опыт НИЯУ МИФИ показал, что расчет течения газа в коммуникациях разделительного производства требует учета физических эффектов, отсутствующих в течении несжимаемой жидкости. Связано это со специфическими условиями течения и природой рабочего газа. Таким образом, задача создания математической модели в данном случае далека от инженерной и требует разработки новых подходов к расчету таких течений. Задача осложняется также тем, что для использования методик в качестве тренажера накладывает ограничения на скорость работы программы. В идеальном случае программа должна считать быстрее, чем происходят реальные физические процессы.
           В работе, проводимой НИЯУ МИФИ по заказу АО «ТВЭЛ», конечной целью является создание методики расчета процессов течения в коммуникациях разделительного производства в режиме реального времени. Эта методика станет основой тренажера для отработки аварийных ситуаций на производстве. Основной фокус при создании методики направлен на баланс между скоростью работы и точностью расчета. Сотрудники кафедры «Молекулярная физика» и ИПЯТ НИЯУ МИФИ работают в тесном контакте со специалистами одного из комбинатов разделительно-сублиматного комлекса. На сегодняшний день создана и продемонстрирована в работе первая версия методики расчета. В планах на 2026 год, совместно со специалистами комбината, закончить работу над методикой и тренажером, провести валидацию методики и внедрить разработанное решение на одном из комбинатов. Это позволит специалистам комбината разработать и провести различные варианты противоаварийных тренировок персонала. Кроме того, разработанная методика позволит проводить оценочные расчеты тех или иных технических решений, возникающих у инженеров комбинатов.
           В конечном итоге внедрение разрабатываемого тренажера позволит сократить затраты на обучение персонала и кратно уменьшить частоту возникновения аварийных ситуаций и ущерб, ими вызываемый. В перспективе АО «ТВЭЛ» рассматривает возможность внедрения разрабатываемого тренажера на всех разделительных производствах.

В 2025 году Национальный центр физики и математики (НЦФМ) в Сарове при поддержке Росатома и НИЯУ МИФИ начал разработку ядерных часов на основе изомерного перехода в ядре тория-229. itrussia.media
Разработка включает создание источников тория-229, систем лазерного возбуждения и высокоточных детекторов. В отличие от атомных часов, основанных на электронных переходах атомов цезия, ядерные часы используют колебания ядерного изомера, что обеспечивает стабильность на уровне 10^-19. itrussia.media
Некоторые перспективы проекта:

• Улучшение навигационных систем, например GPS и ГЛОНАСС. Ядерные часы сократят погрешность, улучшая навигацию для гражданских, военных и космических приложений.
• Измерение гравитационного поля Земли с высокой точностью, что поможет в поиске полезных ископаемых и нефтегазовых месторождений.
• Применение в телекоммуникациях, где синхронизация критически важна для сетей 5G и 6G.
• Использование в фундаментальной науке, например для исследования космологических эффектов и проверки теории относительности.
• Синхронизация процессов в квантовых вычислениях, что повысит их производительность.

Методика неразрушающего контроля твэлов  в исходном и облученном состоянии основана на возбуждении в оболочке твэла колебаний определенной частоты и снятии так называемых амплитудно-частотных характеристик - АЧХ. Расшифровка АЧХ позволяет определять качество гелия при производстве твэлов и выявлять разгерметизировавшийся при эксплуатации твэл в составе ТВС.
Полученные результаты на реальных твэлах позволили продолжить работу над методикой для реакторов с водяным теплоносителем (по заказу АО "ТВЭЛ") и реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем для проектного направления "Прорыв".