Превосходство БОРа: лицензия на эксплуатацию реактора в Димитровграде истекает в 2020 году

Создание в середине 1960-х экспериментальной энергетической установки БОР‑60 — ​важнейший этап в развитии ядерной науки и техники. По характеристикам и возможностям она превосходила все функционировавшие и готовившиеся к пуску реакторы мира («Дунрей» в Англии, «Рапсодия» во Франции, ЕВR‑2 в США). Превзошла она их и по долговечности. Лицензия на эксплуатацию БОР‑60 действует до 2020 года, это единственный в Европе и России исследовательский ядерный реактор на быстрых нейтронах, который до сих пор работает. Спрос на облучение в нем материалов, в том числе среди зарубежных заказчиков, огромен.

Еще в 1955 году правительство приняло решение о сооружении реактора БН‑250 (впоследствии БН‑350) на полуострове Мангышлак, чтобы обеспечить опресненной водой и электроэнергией предприятия города Шевченко, и реактора БОР‑60 (быстрый опытный реактор) — ​он был предназначен для обоснования и экспериментальной проверки основных технических и технологических решений, определяющих параметры перспективных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Это был новый тип реактора и новый тип реакторной установки.

Разработка реактора БОР‑60 стартовала в конце 1963 года. Научным руководителем новой установки стал ФЭИ, главным конструктором — ​ОКБ «Гидропресс», генпроектантом — ​ВНИПИЭТ. Задача заключалась в проверке и отработке физических и теплотехнических параметров, а также в использовании натриевой технологии для создания быстрых реакторов большой мощности. Строить новый реактор решили при Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР) в Мелекессе (сейчас — Димитровград).

Три контура

Технологическая схема установки БОР‑60 была трехконтурной. В первом и втором контурах использовали натриевый теплоноситель, третий — ​пароводяной контур турбины. Двухпетлевое решение схемы позволяло при аварийном состоянии одной петли производить расхолаживание установки с помощью второй петли, что обеспечивало безопасность работы реактора и установки в целом. Трехконтурная схема исключает попадание радиоактивности в пароэнергетическую часть установки и продуктов реакции натрия с водой в реактор при межконтурной течи в парогенераторе. При тепловой мощности БОР‑60 в 60 МВт температура натрия на входе и выходе из реактора должна была составлять 340 и 520 °C.

Реактор состоит из корпуса, корзины с напорным коллектором и поворотных пробок. Корпус реактора — ​сварная цилиндрическая обечайка из нержавеющей стали диаметром 140 см, с эллиптическим днищем. Средняя и нижняя части корпуса заключены в герметичный кожух, предотвращающий контакт натрия с воздухом при неплотности в корпусе или трубопроводах. Сверху реактор закрывается двумя эксцентрично расположенными поворотными пробками для наведения перегрузочных приспособлений на заданную ячейку активной зоны или экрана. Чтобы исключить утечку газа, пробки уплотнили при помощи гидрозатворов, заполненных сплавом свинец-висмут, при работе реактора этот сплав поддерживается в замороженном состоянии. На малой поворотной пробке располагаются приводы органов СУЗ. Внутри корпуса реактора разместили корзину с напорным коллектором и тепловой защитой корпуса. Напорный коллектор служит для установки пакетов активной зоны и экранов, а также для гидравлического закрепления и удержания пакетов.

Активная зона реактора высотой 45 см и диаметром 40 см состоит из шестигранных пакетов, количество которых может меняться в зависимости от вида топлива, режима и степени выгорания. В рабочей части пакета размещаются 37 твэлов. Активную зону реактора окружает экран-отражатель из двуокиси урана и обедненного урана, поэтому тепловая энергия выделяется как в активной зоне, так и в отражателе. Топливо реактора — ​оксид урана обогащением 45–90 % по урану‑235 или МОКС (смесь оксидов урана и плутония).

В систему аварийной защиты реактора входят борные стержни, обогащенные бором‑10. Реактор окружен тепловой и биологической защитой из стали, чугуна, закиси железа, тяжелого бетона, графита и минеральной ваты и размещен в специальной шахте.

В реакторе теплоноситель натрий проходит параллельно через пакеты активной зоны и бокового экрана, через зазоры между обечайками стальной защиты корпуса и поступает в верхнюю камеру смешения. Из нее нагретый натрий выходит через два патрубка и поступает в промежуточные теплообменники, где проходит по межтрубному пространству сверху вниз и отдает тепло натрию второго контура. Каждая петля второго контура представляет собой блок тепловой мощностью 30 МВт, включающий промежуточный теплообменник, циркуляционный насос и парогенератор.

Проверка парогенераторов

В «Гидропрессе» особое внимание уделяли экспериментальному обоснованию проекта. В 1964–1968 годы около 30 % всех экспериментальных стендовых мощностей опытно-конструкторского бюро были задействованы в исследованиях по тематике БН, главным образом оборудования и узлов БОР‑60. В «Гидропрессе» были развернуты экспериментальные работы как по обоснованию теплогидравлических характеристик парогенераторов для БОР‑60, так и по исследованию проблемы взаимодействия натрия с водой. Решения по электрообогреву проверяли при обогреве стендов и рабочих участков.

Специалисты «Гидропресса» разработали новые конструкции промежуточных теплообменников натрийнатрий и парогенераторов. Если промежуточные теплообменники предназначались для БОР‑60, то парогенераторы рассматривались как прототипы для будущей АЭС с реактором БН‑600. В связи с этим в одной петле БОР‑60 решили установить змеевиковый парогенератор, представляющий собой малую модель проектируемого корпусного парогенератора для БН‑600, а во второй петле — ​парогенератор с естественной циркуляцией (впоследствии от него отказались).

Проекты выполняли быстро, решения по их реализации принимали без задержек и проволочек. Уже в начале 1965 года, спустя два года после получения задания, был утвержден технический проект реактора. Одновременно шла разработка рабочей документации, а в Мелекессе начали возведение строительных конструкций.

Этапы строительства

Изготовление корпуса и внутрикорпусных узлов реактора по чертежам «Гидропресса» начали в 1966 году на Ижорском заводе, а теплообменников и парогенераторов — ​на Балтийском. Механизмы СУЗ и ряд других узлов, в частности уникальная система наведения механизма для загрузки и выгрузки топливных пакетов, изготовлена в «Гидропрессе» в содружестве с предприятиями Подольска.

Особенность сооружения установки БОР‑60 — ​быстрота изготовления и монтажа уникального оборудования. Это заслуга работников Главного управления министерства, специалистов заказчика, научного руководителя и главного конструктора, которые постоянно следили за изготовлением изделий, вели авторский надзор, оперативно исправляли ошибки, обеспечивали снабжение и финансирование работ.

Строительство здания реакторной установки в Мелекессе стартовало в мае 1965 года, а возведение здания для турбины началось позднее. В конце 1967 года в НИИАР начались монтажные работы. К концу 1968 года был смонтирован корпус реактора, основные и вспомогательные натриевые контуры, системы электроснабжения и автоматики. Для уточнения некоторых физических параметров провели критические опыты без теплоносителя. В декабре 1968 года состоялся сухой (без теплоносителя) физический пуск реактора.

С августа 1969 года началась отладка натриевых систем, заливка натрия, завершившаяся 26 ноября, проверка работы насосов и загрузка топливных сборок. 28 декабря состоялся уже нормальный энергетический пуск со съемом тепла через воздушный теплообменник, во время которого реактор достиг мощности 5 МВт. Это событие считается началом эксплуатации реактора БОР‑60.

В режиме электростанции

Реактор мог работать на полной тепловой мощности как по схеме АЭС, так и без турбогенератора. В последнем случае парогенератор одной петли эксплуатировался со сбросом пара в технологический конденсатор, а другой — ​на воздушный теплообменник.

В марте 1970 года мощность реактора довели до 20 МВт, а в конце года были включены в работу парогенератор и турбина. С этого времени реакторная установка работала в режиме электростанции. Поначалу работа реактора была недостаточно стабильной. Наибольшее число остановов происходило из-за неисправностей в схемах автоматики, управления и защиты, а также из-за ошибок персонала. Устраняли неисправности и совершенствовали аппаратуру во время плановых остановов. К концу первого года эксплуатации реактор работал уже бесперебойно.

28 декабря 1970 года — ​дата сдачи в эксплуатацию комплекса РУ БОР‑60 в полном объеме с выдачей электроэнергии в систему «Ульяновскэнерго». Мощность электростанции составляла 12 МВт (э).

Испытания твэлов

Реактор стал экспериментальной базой для массовых испытаний твэлов различных конструкций, топливных, поглощающих и конструкционных материалов в условиях высоких рабочих параметров натриевого теплоносителя и для отработки технологии натрия. На нем изучали опытные твэлы для реактора БН‑600, в том числе со смешанным уран-плутониевым топливом, твэлы с виброуплотненным топливом, вели поисковые работы для выбора оптимальной конструкции и технологии твэлов с карбидным топливом. Всего в реакторе прошли испытания 150 топливных сборок, состоящих более чем из 5,5 тыс. твэлов.

Также на БОР-60 вели исследования по безопасности и распространению по контуру продуктов деления при появлении негерметичных твэлов, очистке натрия от осколочной реактивности и т. п. Экспериментальные сборки устанавливали в активной зоне, а для экспериментальных образцов предусматривались специальные вертикальные каналы во внешней защите реактора. Реактор также обладал двумя горизонтальными пучками для проведения исследований по физике твердого тела.

В июле 1973 года подключили второй модульный парогенератор конструкции ЧССР (работал до 1981 года). В процессе работы изучали пусковые, стационарные и аварийные режимы работы парогенераторов и других узлов, исследовали их гидродинамику и теплофизику. На БОР‑60 испытывали два типа прямоточных парогенераторов, змеевиковый и модульный: ​оба типа подтвердили свою работоспособность, первый проработал в три раза дольше.

Основные итоги

После семи лет работы реактора подвели первые итоги по условиям его функционирования с теплоносителем, загрязненным продуктами деления. За этот период максимальное количество негерметичных твэлов в активной зоне составляло не более 1 % от загрузки. Однако вследствие герметичности газовой системы реактора радиоактивность теплоносителя не создавала каких-либо проблем в эксплуатации. Вообще, за время эксплуатации не было ни одного случая простоя реактора более 50 суток.

Большую часть времени реактор работал на мощности 52–54 МВт, что позволяло эффективно проводить широкий круг исследований. Его энергонапряженность была достаточно велика — ​от 0,9 МВт/л до 1,2 МВт/л.

Оборудование натриевых контуров в течение всего времени работы установки не вызывало нареканий, их герметичность не нарушалась. Поворотные пробки вращались всегда достаточно свободно, сохранялась требуемая точность наводки перегрузочного устройства, извлечение топливных сборок не вызывало проблем.

За всю историю у БОР‑60 прошло более 160 микрокампаний, и ни одной одинаковой. Кампании проходили на разных уровнях мощности, с выгрузкой и загрузкой разного количества ТВС разного типа — ​таблеточного, виброуплотненного. Число ТВС менялось с 75 до 130, боковой экран мог быть стальной, затем урановый и снова стальной. Регулярно в реакторе проводили экспериментальные исследования и облучательные программы, нарабатывали радионуклиды.

Реактор БОР‑60 стал прототипом АЭС малой мощности с собственной системой использования вырабатываемого тепла для получения электроэнергии и передачи части тепла в теплосеть института.

Проектный ресурс работы реактора составлял 20 лет. С начала 1980-х на нем вели работы по продлению срока эксплуатации. Лицензия на эксплуатацию реактора БОР‑60 действует до 2020 года. Он до сих пор используется для исследования воздействия нейтронного облучения на конструкционные, топливные и поглощающие материалы. Опыт создания и отработки конструкций оборудования РУ БОР‑60 был использован при создании установок БН‑600 и БН‑800 на Белоярской АЭС.

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.