Авторизация Регистрация

Запомнить меня
Забыли пароль?

Сброс пароля

Свежий номер уже доступен

Быстрый, еще быстрее. История реактора БР-5

О первых двух исследовательских реакторах на быстрых нейтронах мы рассказали здесь. Сегодня речь пойдет об их более совершенных потомках. Если в реакторах БР‑1 и БР‑2 цифры обозначали порядковый номер, то начиная с реактора БР‑5 цифра стала обозначать тепловую мощность установки. Именно они стали прототипами реакторов, которые использовали на первых атомных электростанциях, на них нарабатывали первые изотопы для биологических и медицинских целей, лечили первых пациентов от рака.

БР‑5: две петли с насосом и теплообменником

Экспериментальный реактор БР‑5 с натриевым теплоносителем решили создать на месте БР‑2. Его теплофизические параметры должны были быть приближены к характеристикам будущих промышленных быстрых реакторов: плотность тепловыделения в активной зоне — ​около 500 кВт на литр, а температура теплоносителя — ​до 500 °C. Расчетная мощность нового реактора из-за необходимости вписаться в габариты реакторного помещения была ограничена 5 МВт.

После демонтажа БР‑2 возникли трудности с очисткой помещения от паров ртути, ее концентрация в воздухе превышала все допустимые нормы. Для ее снижения пришлось покрасить стены толстым слоем краски. Цикл по подготовке проекта модернизации, разработке и изготовлению оборудования, отладке систем и пуску реактора БР‑5 в здании реактора БР‑2 занял около двух лет.

Конструкторской разработкой занимался ЦНИИ‑58, получивший техническое задание на новый реактор в конце 1955 года, а проектными работами — ​ГСПИ‑11. Будущие инженеры управления реактором прошли стажировку на первой в мире АЭС — ​Обнинской.

По конструкции БР‑5 во многом повторял БР‑2. В частности, его управление также осуществлялось движением частей отражателя, подвешенных на тросах. Корпус реактора представлял собой ступенчатую трубу из нержавеющей стали, соединенную через входной и выходной патрубки с трубопроводами первого контура. Диаметр корпуса — ​415 мм, толщина стенки — ​7–10 мм. В нижней части корпуса располагалась корзинка из нержавеющей стали с отверстиями для установки тепловыделяющих, экспериментальных и экранных сборок. Снаружи был страховочный кожух для предотвращения потери теплоносителя из реактора при его разгерметизации.

Первый контур представлял собой две петли с насосом и теплообменником. На одной петле была смонтирована система индикации и фильтрации окислов, состоящая из холодной ловушки окислов и индикатора окислов. Каждая петля обеспечивала отвод от реактора 2500 кВт тепла.

В реакторе использовали стержневые твэлы из окиси урана и плутония диаметром 4 мм, предложенные НИИ‑9, а также нитридного топлива, которые в 1965 году были заменены твэлами из монокарбида урана. В отдельном помещении был смонтирован стенд для подготовки и очистки теплоносителя — ​натрия и сплава натрий-калий.

Последнюю сборку при физпуске в активную зону БР‑5 опустили академик Александр Лейпунский и оператор Владимир Лебедев
Время пусков

В июле 1958 года был проведен сухой (без теплоносителя) физический пуск реактора. Загрузка рабочих тепловыделяющих сборок началась 14 июля, а 25 июля после загрузки 83 ТВС реактор достиг критического состояния и был выведен на мощность 5 Вт.

В январе 1959 года начался физический пуск реактора с теплоносителем. 26 января при загрузке 73 ТВС реактор достиг критичности и вышел на мощность 100 Вт. Последнюю топливную сборку при физпуске в активную зону реактора опустили Александр Лейпунский и оператор Владимир Лебедев. 27 января 1959 года первый в Европе многоцелевой исследовательский реактор БР‑5 сдали в эксплуатацию.

Уже в марте 1959 года на реакторе произошел инцидент: из-за прожога газовой линии натрий попал в органы управления. Первые попытки очистить их от натрия не увенчались успехом, поэтому пришлось разгрузить реактор, разобрать защитные блоки, демонтировать органы управления, то есть практически полностью разобрать реактор. После этого удалось очистить все элементы.

Во время второго пуска был установлен пониженный расход теплоносителя. Обследование показало, что проходные отверстия в ТВС забиты окислами натрия, что вновь потребовало разборки активной зоны для очистки ТВС. Тем не менее на реакторе вовсю шли работы: была измерена абсолютная мощность, проградуированы каналы измерения мощности, измерено распределение нейтронного потока по высоте и радиусу реактора, проверена работа систем СУЗ и КИПиА.

В июле 1959 года после энергетического пуска БР‑5 был выведен на проектную мощность 5 МВт. Первой и особенно важной задачей было испытание оборудования натриевых систем в радиационно опасных условиях. БР‑5 дал возможность получить первые принципиальные результаты по физике, технологии радиоактивного натрия, работоспособности твэлов и другие данные, необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым охлаждением.

Проблемы с топливом

Однако и на нем не удалось избежать проблем с топливом. Вскоре в теплоносителе была обнаружена радиоактивность, вызываемая осколками деления, что означало появление трещин в твэлах. При этом никаких изменений реактивности замечено не было, что дало основания для продолжения работы установки. Оказалось, что если трещины в твэлах и появлялись, то очень медленно.

Тем не менее реактор был остановлен с сентября 1961 года по март 1962 года из-за нарушения герметичности твэлов. Из-за отсутствия газосборников давление под оболочкой твэлов поднялось до 100 атмосфер, что в августе 1961 года привело к массовому выходу твэлов из строя. За полгода реактор разгрузили, проверили герметичность твэлов, промыли системы и трубопроводы первого контура, заменили теплоноситель. 29 марта 1962 года реактор вновь был выведен на рабочий режим.

В дальнейшем установили, что причины выхода из строя твэлов из двуокиси плутония — ​радиационное распухание топлива и потеря пластичности стальной оболочки. Большая часть твэлов с карбидом урана в оболочке из хромоникелевой стали потеряла герметичность при выгорании 4,0–4,6 %, в то время как твэлы с хромомолибденовой оболочкой достигли выгорания 5,5–5,9 % при сохранении работоспособности. Был сделан вывод, что после небольшой доработки конструкции твэла (увеличения газового объема) вполне достижимо выгорание 10 %. Окисное топливо, несмотря на низкую плотность и теплопроводность, продемонстрировало достаточную работоспособность.

При работе реактора в основном режиме тепло ядерной реакции отводилось в атмосферу. Чтобы исключить обогрев воздушных теплообменников, во втором контуре установки был использован сплав натрий-калий, и вскоре на сварных швах одного из теплообменников появились подтеки. В дальнейшем оказалось, что образующиеся окислы забивают трещины, и неплотности «залечиваются».

Используемый натрий нужно было регулярно очищать от радиоактивных продуктов деления с помощью холодной ловушки, которая улавливала йод и цезий. Однако ее замена занимала много времени и требовала остановки реактора, поэтому КБ ФЭИ разработало проект выноса холодной ловушки за пределы первого контура, в специальный бокс. Натрий в ловушке и его трубопроводах замораживался, и ловушку заменяли без остановки реактора.

Прототип энергоблока будущей АЭС

Вскоре на одной из двух теплоотводящих петель был установлен опытный парогенератор, пар из которого использовали для технических нужд площадки. Парогенератор во избежание контакта натрия с водой был выполнен с ртутной изоляцией, что существенно осложнило конструкцию аппарата и привело к ртутной коррозии. Из-за этого парогенератор впоследствии демонтировали и заменили резервным воздушным теплообменником.

Работа реактора БР‑5, в котором был впервые использован натриевый теплоноситель, дала уникальный опыт по физике реактора, данные по стойкости конструкционных и топливных материалов. На нем была достигнута плотность энерговыделения до 500 кВт/л активной зоны, выгорание топлива составило почти 7 %, а температура натрия на выходе из реактора превышала 500 °C.

Реактор БР‑5 стал прототипом реакторов на быстрых нейтронах, которые начали устанавливать на атомных электростанциях в будущем.

Превращение БР‑5 в БР‑10

В 1971 году БР‑5 был остановлен на реконструкцию для повышения мощности до 10 МВт (тепловых). За два года заменили почти все основное оборудование, включая насосы, установили дополнительную биологическую защиту и изготовили новые твэлы с диоксидом плутония. Мощность решили повысить за счет увеличения подогрева натрия в активной зоне, увеличения поверхности теплоотвода во втором контуре с заменой сплава натрий-калий во втором контуре на натрий.

В феврале 1973 года на реакторе были завершены пусконаладочные работы и устранение недоделок, а 9 марта получено разрешение на физический пуск реактора. 12 марта началась загрузка активной зоны топливом из двуокиси плутония, и 16 марта реактор был выведен на минимальную мощность 350 Вт.

В течение 30 лет на БР‑10 изучали работоспособность топлива, а также получали изотопы для биологических и медицинских целей

В мае 1973 года состоялся физический пуск модернизированного реактора, получившего название БР‑10, а затем и энергетический пуск. В его процессе было установлено, что при мощности реактора 6–6,5 МВт (тепловых) начинается затирание органов управления, они начинают вибрировать, и повышается выброс радиоактивности через вентиляцию, поэтому эксплуатационную мощность реактора ограничили 6 МВт.

На реакторе проводили облучение экспериментальных сборок с различными топливными композициями и конструкционными материалами, исследовали изменения свойств конструкционных металлов под воздействием нейтронного облучения.

Потерянные ключи

С 1979 по 1983 год реконструкцию установки продолжили. Капитальный ремонт завершился уникальной операцией по замене корпуса реактора — ​центральной трубы. Ремонт был необходим из-за деформации корпуса, возникшей вследствие радиационного распухания и превысившей допустимое значение. Это приводило к торможению подвижных частей экрана и создавало угрозу потери управления. Кроме того, провели кардинальную модернизацию систем безопасности реактора. В результате проведенных мероприятий его мощность выросла до 8 МВт (тепловых). С 1983 года и до конца срока службы реактор БР‑10 работал на топливе из мононитрида урана, предложенного специалистами ВНИИНМ. На нем реактор отработал две кампании.

2 января 1984 года дежурный инженер-механик работал на крышке реактора и уронил связку ключей в полость между корпусом реактора и верхней пробкой. Он испугался и попробовал выдернуть их, но только оборвал связку, и ключи упали еще глубже. Об инциденте доложили руководству института. Были приняты меры, удалось извлечь два самых больших ключа, однако два тонких ушли глубже, к органам управления защитой. Надо было спасать реактор, так как работа с посторонними предметами в зоне органов управления была недопустима. В институте создали комиссию по ликвидации инцидента и объявили конкурс предложений по решению проблемы. Победили две идеи, по которым были изготовлены разнообразные приспособления, включая ступенчатый перископ с подсветкой. Сначала был извлечен один ключ, а в начале марта и второй.

25 апреля 1986 года из-за ошибки персонала произошел разрыв змеевика индикатора окислов, в результате натрий вылился в помещение и загорелся. Пожар удалось оперативно ликвидировать.

Реактор против рака

Положительные результаты по воздействию нейтронного излучения на раковые клетки лабораторных животных были получены еще на БР‑5. На БР‑10 продолжили исследования по лечению людей. Для этого на реакторе в специальной пристройке создали небольшой медицинский комплекс, а внутри здания — ​бокс с коллиматором, куда выводился один из пучков быстрых нейтронов реактора. Коллиматор давал возможность изменять поле пучка, падающего на тело пациента. Лечение рака горла и молочной железы на реакторе БР‑10 прошли около 500 человек.

В течение 30 лет на реакторе БР‑10 не только изучали работоспособность топлива и исследовали материалы, но и получали изотопы для биологических и медицинских целей, лечения онкологических заболеваний, изготовления нанофильтров. На нем проверяли и отрабатывали технические решения, направленные на повышение безопасности быстрых энергетических реакторов. На реакторе провели большой объем исследовательских работ: проверяли работоспособность твэлов с тремя топливными композициями, отработали технологию натриевого теплоносителя, разработали методы обнаружения негерметичности твэлов, изучили распухание различных материалов и др.

Опыт работы этого реактора, стендов и установок ФЭИ был положен в основу проектов более мощного экспериментального реактора БОР‑60 и энергетических реакторов БН‑350, БН‑600 и БН‑800. 6 декабря 2002 года, после 43 лет работы, БР‑10 был остановлен. Это поручили ученым Олегу Казачковскому и Юрию Багдасарову, которые одновременно нажали две кнопки аварийной защиты. Сейчас реактор находится в режиме окончательного останова.

Начиная с 2008 года на исследовательском реакторе БР‑10 реализуется программа переработки радиоактивных отходов щелочных жидкометаллических теплоносителей на модулях «Магма-ТФО», «Луиза-РАО» и «Геттер».


При подготовке использованы материалы из архива газеты «Атомпресса», электронной библиотеки «История «Росатома» (elib.biblioatom.ru) и других открытых источников. Если вы были участником описываемых событий, знаете интересные факты о создании реакторов или обнаружили неточность в статье, напишите автору по адресу atom‑55@mail.ru.

Читайте также: Время быстрых: история экспериментальных реакторов БР и БОР.