Программа направлена на решение вопросов в обоснование безопасности реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Специалисты обсудили выполненные материаловедческие исследования затвердевшего расплава, полученного в результате внереакторного эксперимента FDCO-8 и внутриреакторного эксперимента ID-6.

Эксперимент FDCO-8 проведен с целью получения данных по параметрам перемещения расплава по направляющей трубе стержня регулирования с модифицированным расходозадающим устройством потока натрия.

В ходе эксперимента ID-6 изучены процессы охлаждения расплавленных материалов активной зоны, переместившихся по сливной трубе в область с ограниченным количеством теплоносителя и находящихся там в условиях остаточного энерговыделения.

Также были рассмотрены планы послеэкспериментальных исследований экспериментального устройства ID-7. В частности, такие вопросы, как схема резки основных узлов и элементов и последующие материаловедческие исследования.

По результатам встречи японской стороной дана высокая оценка проводимым работам и достигнутым результатам.