Приведена информация о керметных топливных композициях, их свойствах и преимуществах в качестве материала топливного сердечника твэлов реакторов разных типов и назначения, характеризующегося высокими требованиями по надёжности и безопасности эксплуатации. В основу предложенной автором классификации керметных композиций легли сведения
из отечественной литературы и получивших широкое освещение зарубежных публикаций по глубокому и тщательному изучению общематериаловедческих вопросов, связанных с использованием дисперсионных композиций. Представлена наиболее важная информация по керметным композициям, их характеристика с позиции требований по радиационной стойкости. Указаны все композиции, исследованные в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (город Димитровград, Россия), отобраны и описаны свойства, определяющие поведение топлива под облучением.
Содержится информация по методикам, применяющимся для послереакторных исследований дисперсионного топлива, получения намеченных исследуемых характеристик и параметров. Отмечено, что методы послереакторных материаловедческих исследований топливных композиций развивались в условиях всё более возрастающих требований в тесной связи с прогрессом атомной науки и техники, совершенствованием материалов и изделий для активных зон реакторов различного назначения. Представлены основные результаты послереакторных исследований композиций и снаряжённых ими опытных твэлов, а именно: данные экспериментального определения распухания как наиболее значимой величины для оценки перспективности дальнейшей проработки. Анализ и оценка распухания, преимущества того или другого вида керметного топлива рассмотрены в соответствии с условиями его применения и характерными параметрами активной зоны.
Существует массив экспериментальных данных, подтверждающих особенность поведения оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность. При первом выходе реактора на мощность и возрастании температуры таблетки оксидного топлива растрескиваются из-за значительного температурного градиента. Последующие изменения связаны с накоплением и перераспределением продуктов деления, что проявляется в изменении пористости топливной матрицы и образовании (или увеличении диаметра) центрального отверстия. На основании опубликованных материалов, посвященных исследованию свойств и особенности поведения оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность, предложена методика учета изменения пористости оксидного топлива и изменения внутреннего диаметра топливной таблетки. Выполнено тестирование методики на примере реального эксперимента по перераспределению пористости по радиусу топливной таблетки. Поскольку на величину максимальной температуры топлива наличие и величина внутреннего отверстия топливной таблетки и изменение пористости топливной матрицы оказывают заметное влияние, учет перестройки оксидного топлива в расчетном моделировании работы твэлов под облучением позволяет более корректно оценивать работоспособность твэла в целом. Предложенная методика может быть использована в программах расчета напряженно-деформированного состояния (НДС) твэлов для учета изменения пористости топлива и изменения внутреннего диаметра топливной таблетки.
Высокопоточный материаловедческий реактор СМ-3 с максимальной плотностью потока нейтронов до 5·1015 с–1× см–2 пущен в эксплуатацию в 1961 г. В период с июля 2019 г. по октябрь 2020 г. была проведена радикальная модернизация реактора с заменой всех внутрикорпусных устройств. Основная научно-техническая идея работ заключалась в кардинальном изменении компоновки активной зоны с двукратным увеличением объема нейтронной ловушки и количества экспериментальных ячеек со сверхвысокой плотностью потока нейтронов. Фактически модернизация представляла собой создание абсолютно новой конструкции активной зоны реактора СМ-3 со значительно улучшенными экспериментальными характеристиками, позволяющими расширить направления научных и прикладных исследований. Создана новая компоновка активной зоны на основе новых конструкций нейтронной ловушки, рабочих органов, исполнительных механизмов и новой аппаратуры системы управления и защиты реактора. Значительно улучшены экспериментальные характеристики реактора, количество ячеек в нейтронной ловушке возросло с 27-ми до 57-ми, возможность наработки трансплутониевых элементов и радионуклидов высокой удельной активности увеличилась в 1,8 раза Существенно улучшена надежность и безопасность эксплуатации, обеспечено продление срока службы реактора, по меньшей мере, до 2040 г. Описаны основные научно-технические решения, содержание и результаты работ по модернизации реактора СМ-3.