“突破”项目旨在在快中子反应堆的基础上研究封闭核燃料循环技术。专家们认为，实际应用项目结果将为加强俄罗斯在世界核技术市场上的领先地位创造先决条件。
在“突破”项目的框架下，正在实施带有BN-1200型含钠载热体快中子反应堆的新一代核能机组项目，以及带有BREST-OD-300型重金属铅载热体快速反应堆的试验-展示能源综合体项目。
反应堆燃料循环闭合构想暗示着它们的“核燃料”钚自给，钚的再生产要通过被用作原料材料的非浓缩铀来实现。因此具体反应堆的运行制度及其特性应该这样来挑选，以便达到以可裂变同位素使反应堆自给的制度，在整个运转过程中支持它。这样，就出现了模拟这些反应堆的核燃料处理过程的任务。
为解决这个任务，俄罗斯国立核能研究大学莫斯科工程物理学院（MEPhI）的专家们与国立研究中心“库尔恰托夫研究所”的同行们合作，开发了REPRORYV（Recycle for PRORYV）软件综合设备，模拟核燃料在反应堆外面的处理过程。
莫斯科工程物理学院制造出未来核反应堆技术发展软件综合设备
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研发人员向俄新社解释说，REPRORYV的程序密码模拟了核燃料在快反应堆及其加工积极区域的装载过程和过载过程。编制密码的目的是分析核燃料在整个服役期实现自给制度的可能性。
借助于新密码，可以评估核燃料中钚含量的影响、燃料加工条件，它在进行反应堆中子物理总特性加工时的损失。理解是什么因素影响了这些特性以及如何影响这些特性，从确保核反应堆可靠安全运转的观点来看，这是极为重要的。
俄罗斯国立核能研究大学莫斯科工程物理学院核物理与技术研究所副所长格奥尔基·季霍米罗夫告诉俄新社，REPRORYV密码因适合模拟现在运行的快中子反应堆以及任何其它具有前景的此类装置的燃料处理过程，在这方面它是万能的。此外，借助于新的软件综合设备可以期待任何成分核燃料的中子物理特性。此外，REPRORYV有助于快反应堆通过可裂变材料实现自给任务，这些快反应堆作为所谓的二元核能系统的组成部分而在运转，一起运转的还有作为当代核能基础的热中子反应堆。
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