“突破”項目旨在在快中子反應堆的基礎上研究封閉核燃料循環技術。專家們認為，實際應用項目結果將為加強俄羅斯在世界核技術市場上的領先地位創造先決條件。
在“突破”項目的框架下，正在實施帶有BN-1200型含鈉載熱體快中子反應堆的新一代核能機組項目，以及帶有BREST-OD-300型重金屬鉛載熱體快速反應堆的試驗-展示能源綜合體項目。
反應堆燃料循環閉合構想暗示著它們的“核燃料”鈈自給，鈈的再生產要通過被用作原料材料的非濃縮鈾來實現。因此具體反應堆的運行制度及其特性應該這樣來挑選，以便達到以可裂變同位素使反應堆自給的制度，在整個運轉過程中支持它。這樣，就出現了模擬這些反應堆的核燃料處理過程的任務。
為解決這個任務，俄羅斯國立核能研究大學莫斯科工程物理學院（MEPhI）的專家們與國立研究中心“庫爾恰托夫研究所”的同行們合作，開發了REPRORYV（Recycle for PRORYV）軟件綜合設備，模擬核燃料在反應堆外面的處理過程。
莫斯科工程物理學院製造出未來核反應堆技術發展軟件綜合設備
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研發人員向俄新社解釋說，REPRORYV的程序密碼模擬了核燃料在快反應堆及其加工積極區域的裝載過程和過載過程。編制密碼的目的是分析核燃料在整個服役期實現自給制度的可能性。
借助於新密碼，可以評估核燃料中鈈含量的影響、燃料加工條件，它在進行反應堆中子物理總特性加工時的損失。理解是甚麼因素影響了這些特性以及如何影響這些特性，從確保核反應堆可靠安全運轉的觀點來看，這是極為重要的。
俄羅斯國立核能研究大學莫斯科工程物理學院核物理與技術研究所副所長格奧爾基·季霍米羅夫告訴俄新社，REPRORYV密碼因適合模擬現在運行的快中子反應堆以及任何其它具有前景的此類裝置的燃料處理過程，在這方面它是萬能的。此外，借助於新的軟件綜合設備可以期待任何成分核燃料的中子物理特性。此外，REPRORYV有助於快反應堆通過可裂變材料實現自給任務，這些快反應堆作為所謂的二元核能系統的組成部分而在運轉，一起運轉的還有作為當代核能基礎的熱中子反應堆。
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