Rosatom科学家们在极高温度条件下成功完成了高温气冷反应堆（HTGR）实验室燃料样品的第一阶段反应堆测试。根据俄罗斯国家原子能公司（Rosatom）动力部的命令，正在开发未来核电站的关键部件--高温热核反应堆（HTGR）、利用高温热核反应堆的热量生产低碳氢和氨的技术，以及高温热核反应堆燃料的开发及其生产的试验技术，这是为大规模生产和消费氢和含氢产品国内技术投资项目的一部分。从 2024 年起，将在 JSC RIAR 公司（乌里扬诺夫斯克州迪米特罗夫格勒，俄罗斯国 家原子能机构科学部）的 SM-3 反应堆中，对高温热核反应堆燃料的实验室样品进行反 应堆试验，试验温度将达到高温热核反应堆反应堆运行违反正常条件时的温度。季米特洛夫格勒公司的科学家们与 NII NPO LUCH 股份公司（设计技术专家和燃料元件制造商）、Afrikantov OKBM 股份公司（反应堆装置总设计师）和 SRC Kurchatov 研究所（科学项目经理）的专家们共同制定了在极端和紧急运行条件下对高温热核反应堆燃料进行反应堆试验的计划。
在研究的第一阶段，在 CM-3 反应堆（在 1000 ～ 1200 ℃ 的温度范围内超过 400 个有效天）中预先测试的高温热压研究堆燃料样品在最高温度 1600 ℃（在高温热压研究堆违反正常运行条件时可以达到）下辐照了 700 多个小时。 试验结果证实，高温热核反应堆燃料（TRI-结构 ISOtropic 粒子燃料，TRISO-燃料）球形燃料芯的多层保护涂层能可靠地保留核裂变过程中形成的气态产物，即使在温度高于反应堆设备正常运行参数约 500 ℃ 的长时间辐照条件下也是如此。辐照温度比反应堆装置正常运行参数高出约 500 °C。这种在极端和紧急操作条件下进行的反应堆实验是核燃料开发、确定操作限制和许可的一个组成部分。早些时候有报道称，到2023年底，在俄罗斯国家原子能机构科学部的实验场地，在1000÷1200 °C的温度下成功完成了高温热核燃料循环系统燃料实验室样品的反应堆试验，达到了高温热核燃料循环系统燃料运行的设计值（重原子含量为11÷12%）。
“2024年，“SSC RIAR ”股份公司的专家们在我们实施的高温热核反应堆燃料设计和实验开发综合计划框架内进行了温度为1600°С的反应堆试验，补充了之前获得的高温热核反应堆燃料样品辐照至设计燃耗值的结果，并确认了所开发的燃料设计在正常运行受到干扰的情况下的性能，从而对高温热核反应堆燃料运行的设计极限形成了合理的理解，以确保反应堆的安全运行。”高温热核燃料循环反应堆燃料开发工作负责人、JSC NII NPO LUCH 公司科学副总干事安德烈-莫克鲁申（Andrey Mokrushin）指出。2025 年，俄罗斯国家原子能机构的专家计划实施第二阶段在极端和紧急运行条件下对高温热核反应堆燃料进行反应堆测试的计划，在这一阶段，将在高达 1800 °C 的温度下对经过预辐照的高温热核反应堆燃料样品进行长时间测试。
