该设施旨在展示封闭式核燃料循环的工业可行性。
俄罗斯科学家开发出了一种新型耐热奥氏体钢。这种材料是专门为用于铅冷快中子反应堆的设备而设计的。在这些反应堆系统中，运行温度介于500°C（932°F）至600°C（1112°F）之间。
对比来看，标准的VVER型反应堆运行温度显著较低，通常在320°C（608°F）到350°C（662°F）之间。
这种钢的研发是在"突破"（Proryv）项目下进行的，该项目专注于利用快中子反应堆实现封闭式核燃料循环。
这种新型钢材在高达600°C（1112°F）的温度下具有耐腐蚀性和热稳定性。
据中央机械制造技术研究所材料科学部主任谢尔盖·洛加绍夫介绍，这种材料是利用计算机建模和重液态金属冷却剂系统的数据设计的。
洛加绍夫在一份新闻稿中指出："所得材料结合了所需的耐辐射性和耐腐蚀性、高达600摄氏度的热稳定性，并且最重要的是，其持久强度特性超越了目前用于核电站结构中、与重液态金属冷却剂接触的参考钢材。"
关键设备制造
除了材料开发，中央机械制造技术研究所还测试了适用于奥氏体钢和马氏体-铁素体钢的激光焊接技术。
这些测试涉及关键设备制造所需的各种同种和异种金属组合。
数据表明，与传统的电弧焊方法相比，激光焊接提高了焊接结构的生产速度。焊缝质量始终符合行业要求。这种焊接技术与现有的反应堆设计兼容，包括VVER和RITM机组。
"突破"项目由"突破"股份公司管理，并涉及多个行业研究机构。其主要目标是封闭式核燃料循环的工业实施。
规划中的核电综合体将包括一个配备BREST-OD-300铅冷反应堆的发电机组。
封闭式核燃料循环基础设施
该厂址还将设有一个用于处理辐照混合铀钚（氮化物）燃料的模块，以及一个用于利用回收材料制造新燃料元件的制造/再制造模块。
该设施旨在展示实现核燃料循环封闭的设施的技术可行性。
在开发奥氏体钢的同时，俄罗斯国家原子能公司机械制造部门的工程师使用碳-碳复合材料制造了高温气冷堆的结构部件。
这些复合材料经过测试，验证了其在1300°C（2372°F）下的物理稳定性以及在高达1600°C（2912°F）温度下保持机械性能的能力。
该技术计划用于原子能技术站。这些电站采用热功率为200兆瓦、使用氦气作为冷却剂的反应堆。
该系统设计可实现850°C（1562°F）的出口温度，以产生750°C（1382°F）的过热蒸汽。
对第四代核能的战略影响
新闻稿总结道："这些进展——新型高科技材料和焊接技术——的结合，可以为第四代核能项目的成功实施奠定坚实的科技基础。"
这些进步解决了下一代反应堆设计中铅和氦冷却剂带来的特定热工和腐蚀挑战。这些奥氏体钢和碳-碳复合材料的成功测试表明，正朝着更高效率的能量生产循环迈进。
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