Время быстрых: история экспериментальных реакторов БР и БОР

Вскоре после успешного испытания первой советской атомной бомбы, в октябре 1949 года, физик Александр Лейпунский обратился к руководителям атомного проекта с предложением построить энергетические реакторы на быстрых и промежуточных нейтронах. Его доклад «Системы на быстрых нейтронах» лег в основу нового направления энергетики. С 1950 года он руководил работами, которые завершились пуском экспериментальных реакторов БР‑1, БР‑2, БР‑5 и БОР‑60.

19 декабря 1955 года состоялось исключительно важное для развития экспериментальной базы отрасли заседание Научно-технического совета Минсредмаша. По его итогам на следующем заседании НТС академик Анатолий Александров сделал сообщение на тему «Строительство опытных реакторов в пятилетие 1956–1960 годов». Он рассказал о развитии парка экспериментальных реакторов в США, констатировал существенное отставание СССР в этом вопросе и предложил меры по его преодолению. В частности, предложил построить реактор БФ (быстрый физический) мощностью до 100 кВт по тепловыделению с отводом тепловой энергии ртутью, реактор БФ‑2 мощностью 5 тыс. кВт с натриевым теплоносителем и реактор БН мощностью 50 тыс. кВт. В дальнейшем эти установки получили названия БР‑2, БР‑5 и БОР.

Сначала БР‑1

В начале 1955 года в Лаборатории «Б» под руководством Лейпунского запустили первый в стране экспериментальный реактор на быстрых нейтронах БР‑1 — ​энергоблок нулевой мощности на металлическом плутонии. Для активной зоны БР‑1 требовалось около 12 кг этого вещества, но практически весь вырабатываемый в то время на промышленных реакторах плутоний шел на производство атомных бомб. Тем не менее глава Минсредмаша дал указание выделить его из далеко не обильных запасов. Примерно через год столько же плутония выделили на следующий реактор.

БР‑1 предназначался для нейтронно-физических и технологических исследований, не требующих больших потоков нейтронов. На физических реакторах нулевой мощности проводятся, как правило, две основные серии исследований: путем последовательной сборки активной зоны определяются критические размеры при различных композициях активной зоны и отражателя или изучаются различные характеристики конкретных систем.

Конструкция реактора БР‑1 была довольно простой. Он имел компактную активную зону высотой и диаметром около 13 см, набранную из плутониевых стержней диаметром 1 см, очехлованных нержавеющей сталью, — ​твэлов контейнерного типа. Из-за низкой мощности для реактора не создавали системы охлаждения. Критическая загрузка реактора составляла около 12 кг, максимальная мощность — ​50 Вт.

В качестве материалов сменных экранов в реакторе использовали обедненный уран, торий, медь, никель, железо. Вывод реактора на мощность и поддержание заданного режима осуществляли как вручную, так и автоматически. В качестве органов регулирования и защиты использовали подвижные внутренние части экрана, изготовленные из того же материала, что и основной экран. При поступлении аварийного сигнала регуляторы падали под действием собственного веса, вызывая быстрое уменьшение реактивности. Биологической защитой блока служили бетонные стены реакторного зала толщиной 1 м.

Для проведения физических исследований в любом месте активной зоны можно было создать канал, вынимая один из плутониевых стержней. Кроме того, вертикальные измерительные каналы имелись и в экране.

Впервые в мире

Первой сборкой активной зоны реактора БР‑1 занимались сотрудники Лаборатории «Б», хотя изначально думали пригласить на сборку специалистов, уже имевших дело с цепной реакцией на быстрых нейтронах, — ​бомбоделов. Все этапы сборки фиксировали на магнитофонной пленке. В конечном счете все прошло нормально, и 29 апреля 1955 года реактор БР‑1 вывели в критическое состояние.

Первоначально он создавался как критсборка для проверки физических параметров первого экспериментального реактора лаборатории. Однако оказалось, что он может служить и достаточно мощным источником быстрых нейтронов при изучении их прохождения через различные среды, поэтому он остался в эксплуатации и после выполнения начальной намеченной программы.

В итоге именно на БР‑1 впервые в мире экспериментально доказали возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего, впервые в Европе в 1956 году осуществили цепную реакцию деления плутония на быстрых нейтронах, провели исследования по распространению нейтронов в средах из различных материалов и измерения ядерно-физических констант. Также на БР-1 были отработаны методики экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик энергетических реакторов, изучены модели узлов и систем проектируемых реакторных установок. Был достигнут коэффициент воспроизводства ядерного горючего 2,4–2,5.

В дальнейшем реактор использовали в качестве источника нейтронов и гамма-лучей переменной интенсивности для метрологической аттестации и проверки работоспособности средств измерений. Сейчас БР‑1 находится в режиме окончательного останова.

Ртутный опыт БР‑2

14 февраля 1956 года был пущен второй экспериментальный реактор, БР‑2. Он предназначался для ядерно-физических, а также материаловедческих исследований.

Руководителем работ по всему циклу, от разработки до пуска и эксплуатации БР‑2, был назначен Олег Казачковский. Тепловая мощность проектируемого реактора была сравнительно невелика — ​100 кВт, но и объем активной зоны был менее 2 л, так что реактор должен был продемонстрировать достижимость достаточно высокой теплонапряженности.

Принятые при создании БР‑2 принципиальные решения по конструкции реактора, системе органов регулирования, компоновке технологической схемы аварийного расхолаживания, структуре радиационной защиты и другому. были оригинальными и не имели аналогов в отечественной и мировой практике реакторостроения.

К проектированию реактора БР‑2 подключилось ОКБ (затем — ЦНИИ‑58), которое в годы войны разрабатывало артиллерийские системы. Специалисты бюро не были знакомы со спецификой ядерной техники, поэтому проектирование реактора шло в тесном контакте с сотрудниками Лаборатории «Б». В начале 1955 года почти все узлы и агрегаты БР‑2 были готовы.

Когда началось проектирование реактора БР‑2, было недостаточно данных по поведению натрия при высокой температуре под воздействием интенсивного облучения, поэтому руководство лаборатории приняло решение в качестве охлаждающей жидкости реактора использовать ртуть, в стране и за рубежом был накоплен определенный опыт ее применения. Направление движения теплоносителя в активной зоне было принято сверху вниз, что позволило создать довольно простую схему теплоотвода и обеспечить уверенное аварийное расхолаживание реактора. Из-за крайней токсичности ртути Госсанинспекция выдала разрешение на работу реактора лишь после вмешательства Славского.

Физическая схема реактора была близка к схеме БР‑1. Основные отличия заключались в наличии теплоносителя, занимавшего около 17 % объема активной зоны, материала органов регулирования и экрана. Управление реактором осуществлялось движением специальных частей отражателя, подвешенных на тросах снаружи корпуса реактора. В реакторе БР‑2, как и в реакторе БР‑1, использовались твэлы из плутония контейнерного типа.

В январе — феврале 1956 года состоялся физический пуск реактора, весной — ​физические и теплофизические исследования и выход на номинальную мощность 100 кВт.

Источник неприятностей

На этапе пусконаладочных работ произошел неприятный инцидент. При первоначальной заливке ртуть в реактор подавалась из сливного бака путем повышения в нем газового давления. Ртути не хватало, решили опустить ее уровень в баке до минимально возможного, вследствие чего произошел сильный гидроудар, забросивший ртуть в газовые и вспомогательные трубопроводы, ее пришлось оттуда извлекать. Чтобы инцидент не повторился, в дальнейшем ртуть перекачивали специальным насосом.

Ртуть была главным источником неприятностей при эксплуатации реактора. Во всех обслуживаемых помещениях, в том числе в пультовой, пол блестел от капелек ртути, и пультовики начинали рабочий день с их сбора. Несмотря на регулярное мытье полов, измерения концентрации ртути в воздухе зачастую показывали 20-кратное превышение предельно допустимой концентрации.

Исследование взаимодействия быстрых нейтронов с веществом было одной из главных задач реактора БР‑2. Поэтому он был снабжен большим числом экспериментальных устройств. В результате впервые на БР‑2 был получен опыт работы активных зон в условиях затесненных пучков твэлов при охлаждении жидким металлом при тепловых потоках через поверхность оболочек около 1,2 млн кДж/м2·ч.

Подробные исследования на БР‑2 коэффициента воспроизводства показали результат КВ = 1,8±0,3. Меньший по сравнению с реактором БР‑1 коэффициент объяснялся большой утечкой нейтронов из-за недостаточного количества урана в экране, поскольку воспроизводство топлива не являлось основной целью реактора.

Несколько месяцев реактор БР‑2 работал стабильно, однако затем начала теряться реактивность. Обнаружили трещины в твэлах, это приводило к вымыванию плутония. Возникло плутониевое загрязнение теплоносителя и оборудования реактора. Основная программа физических измерений и проверки эксплуатационной надежности реактора БР‑2 была выполнена, и руководство лаборатории приняло решение прекратить работу установки. В апреле 1957 года реактор был остановлен, ртуть слили, а твэлы извлекли из активной зоны.

Извлечение твэлов

Твэлы вручную зацепляли штатным захватом и тут же проверяли их извлекаемость. Если твэл не удавалось сдвинуть с места, к процедуре привлекали крановщика. Находившийся в закрытом лабиринте крановщик вытягивал твэл, контролируя усилие динамометром. Твэл подводили к иллюминатору лабиринта, где проводился его первичный осмотр. Затем твэлы через отверстие в полу опускали в манипуляторную, где после обтирки и удаления следов ртути производился тщательный осмотр поверхности. Было установлено, что у нескольких твэлов оболочки частично прокорродировали, и топливо из них высыпалось. В дальнейшем отработанное топливо в специальных бетонных контейнерах отправили в спецхранилище.

Эксплуатация реактора продемонстрировала бесперспективность ртути как теплоносителя из-за плохой совместимости с конструкционными материалами и токсичности.

Вместе с тем анализ ситуации показал, что после демонтажа ртутных систем реактора БР‑2 и незначительной реконструкции в здании № 170 (впоследствии № 85), где располагался реактор БР‑2, можно будет разместить другой реактор. Им стал натриевый экспериментальный реактор БР‑5.

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.