俄羅斯科學家最近研發出一種新型耐熱奧氏體鋼，這種材料專為鉛冷卻快中子反應堆的設備而設計。在這些反應堆系統中，運行溫度可達 500°C（932°F）至 600°C（1,112°F）。作為對比，標準的 VVER 型反應堆的運行溫度通常在 320°C（608°F）至 350°C（662°F）之間。這項鋼材的開發是在「突破」（Proryv）項目的框架下進行的，該項目專注於采用快中子反應堆實現閉合核燃料循環。
這種新型鋼材在高達 600°C（1,112°F）的溫度下，提供了耐腐蝕性和熱穩定性。根據 CNIITMASH 材料科學研究所所長謝爾蓋·洛加肖夫（Sergei Logashov）的說法，該材料是基於計算機建模和重金屬冷卻系統數據設計的。他在新聞稿中指出：「這種材料結合了必要的輻射和耐腐蝕性能，在高達 600°C 的溫度下保持熱穩定性，最重要的是，其長期強度特性超越了目前用於核電廠結構的參考鋼材。」
除了材料的開發，CNIITMASH 還測試了奧氏體鋼和馬氏體-鐵素體鋼的激光焊接技術。這些測試涉及關鍵設備生產所需的均質和異質金屬組合。數據顯示，與傳統的弧焊方法相比，激光焊接提高了焊接結構的生產速度，而焊接質量則符合行業要求。這項焊接技術與現有的反應堆設計兼容，包括 VVER 和 RITM 單元。
「突破」項目由 JSC Proryv 管理，涉及多個行業研究所，主要目標是實現閉合核燃料循環的工業化。計劃中的核電複合體將包括一個配備 BREST-OD-300 鉛冷卻反應堆的發電單元。
該場地還將設有一個模塊，用於再處理輻照的混合鈾-鈈（氮化物）燃料，以及一個用於從回收材料中生產新燃料元件的製造/再製造模塊。這個設施旨在展示關閉核燃料循環的技術可行性。與此同時，Rosatom 的機械製造部門還使用碳-碳複合材料製造了高溫氣冷反應堆（HTGR）的結構組件。這些複合材料經過測試，以驗證其在 1,300°C（2,372°F）下的物理穩定性和在高達 1,600°C（2,912°F）下的機械性能保持。
這項技術計劃用於原子能技術站（AETS），這些站點使用一個 200 MW 熱功率的反應堆，並利用氦作為冷卻劑。該系統設計目的是達到 850°C（1,562°F）的出口溫度，以生產 750°C（1,382°F）的過熱蒸汽。
這些新型高科技材料和焊接技術的結合，能夠為成功實施第四代核能項目提供堅實的科學和技術基礎。這些進展有效應對了鉛和氦冷卻劑在下一代反應堆設計中所面臨的特定熱和腐蝕挑戰。對這些奧氏體鋼和碳-碳複合材料的成功測試，顯示出朝向更高效率能源生產循環的邁進。
