Обращение к сайту «История Росатома» подразумевает согласие с правилами использования материалов сайта.
Пожалуйста, ознакомьтесь с приведёнными правилами до начала работы

Новая версия сайта «История Росатома» работает в тестовом режиме.
Если вы нашли опечатку или ошибку, пожалуйста, сообщите об этом через форму обратной связи

История атомных реакторов /

БОР-60

Созда­ние экс­пе­римен­таль­ной энерге­ти­че­ской уста­новки БОР-60 яви­лось важ­нейшим этапом в раз­ви­тии ядер­ной науки и тех­ники нашей страны. Еще в 1955 году Пра­ви­тельством было при­нято реше­ние о сооруже­нии реак­тора БН-250 (впо­след­ствии БН-350) на Мангыш­лак­ском полу­ост­рове для обес­пе­че­ния опрес­нен­ной водой и элек­троэнергией предпри­я­тий г. Шев­ченко, и реак­тор БОР-60 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.

Пер­вый быст­рый энерге­ти­че­ский

Начало раз­ра­ботки реак­тора БОР-60 (Быст­рый Опыт­ный Реак­тор) отно­сится к концу 1963 года. Науч­ным руко­во­ди­те­лем новой уста­новки стал ФЭИ, Глав­ным кон­струк­то­ром было назна­чено ОКБ «Гид­ропресс», Ген­про­ек­тан­том — ВНИПИЭТ. Задача реак­тора БОР-60 и всей РУ заклю­ча­лась в про­верке и отра­ботке физи­че­ских и теп­ло­тех­ни­че­ских парамет­ров, а также тех­но­логии радио­ак­тив­ного натрия для исполь­зо­ва­ния при созда­нии в ближайшем будущем быст­рых реак­то­ров большой мощ­но­сти. Стро­ить новый реак­тор было решено при Научно-иссле­до­ва­тельском инсти­туте атом­ных реак­то­ров (НИИАР) в г. Меле­кессе (с 1972 года Димит­ровград).

Тех­но­логи­че­ская схема уста­новки БОР-60 была при­нята трех­кон­тур­ной. В пер­вом и вто­ром кон­ту­рах исполь­зо­вался натри­е­вый теп­ло­но­си­тель, тре­тий кон­тур – 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. При теп­ло­вой мощ­но­сти реак­тора БОР-60 в 60 МВт темпе­ра­тура натрия на входе/выходе реак­тора должна состав­лять 340/520 °С соот­вет­ственно.

Кон­струк­тивно реак­тор состоял из корпуса, кор­зины с напор­ным кол­лек­то­ром и пово­рот­ных про­бок. Корпус реак­тора пред­став­лял собой свар­ную цилин­дри­че­скую обе­чайку из нержа­веющей стали диамет­ром 1400 мм и эллип­ти­че­ским днищем. Сред­няя и ниж­няя части корпуса заклю­ча­лись в герме­тич­ный кожух, предот­вращающий кон­такт натрия с воз­ду­хом при неплот­но­сти в корпусе или тру­бопро­во­дах. Сверху реак­тор закры­вался двумя экс­цен­трично рас­по­ложен­ными пово­рот­ными проб­ками для наве­де­ния перегру­зоч­ных при­спо­соб­ле­ний на задан­ную ячейку актив­ной зоны или экрана. Чтобы исклю­чить утечку газа, пробки уплот­ня­лись при помощи гид­ро­за­тво­ров, запол­нен­ных спла­вом сви­нец-вис­мут; при работе реак­тора этот сплав под­держи­вался в замо­рожен­ном состо­я­нии. На малой пово­рот­ной пробке рас­по­лага­лись при­воды орга­нов СУЗ. Внутри корпуса реак­тора размеща­лась кор­зина с напор­ным кол­лек­то­ром и теп­ло­вой защи­той корпуса. Напор­ный кол­лек­тор служил для уста­новки паке­тов актив­ной зоны и экра­нов, а также для гид­рав­ли­че­ского закреп­ле­ния и удер­жа­ния паке­тов.

Актив­ная зона реак­тора, имеющая высоту 45 см и диаметр 40 см, состоит из шестигран­ных паке­тов, коли­че­ство кото­рых может меняться в зави­симо­сти от вида топ­лива, режима и степени выго­ра­ния. В рабо­чей части пакета размеща­лись 37 твэ­лов. Актив­ная зона реак­тора окружена экра­ном-отража­те­лем из дву­окиси урана и обед­нен­ного урана, поэтому теп­ло­вая энергия выде­ля­лась как в актив­ной зоне, так и в отража­теле. Топ­ли­вом реак­тора являлся оксид урана, обогаще­нием 45-90 % по урану-235 или МОХ-топ­ливо (смесь окси­дов урана и плу­то­ния).

В систему ава­рий­ной защиты реак­тора вхо­дят бор­ные стержни с обогащен­ным 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 из петель вто­рого кон­тура пред­став­ляет собой блок теп­ло­вой мощ­но­стью 30 МВт, вклю­чающий в себя промежу­точ­ный теп­ло­обмен­ник, цир­ку­ляци­он­ный насос и паро­ге­не­ра­тор. Дав­ле­ние натрия, цир­ку­ли­рующего во вто­ром кон­туре, все­гда ниже дав­ле­ния в пер­вом кон­туре, что исклю­чает возмож­ность пере­те­ка­ния радио­ак­тив­ного натрия.

В ОКБ «Гид­ропресс» осо­бое внима­ние уде­ля­лось экс­пе­римен­таль­ному обос­но­ва­нию про­екта. В период 1964-1968 гг. около 30 % всех экс­пе­римен­таль­ных стен­до­вых мощ­но­стей ОКБ «Гид­ропресс» было задейство­вано на иссле­до­ва­ния по тема­тике БН и, глав­ным обра­зом, обо­ру­до­ва­ния и узлов БОР-60. По паро­ге­не­ра­то­рам для БОР-60 в ОКБ «Гид­ропресс» были раз­вер­нуты экс­пе­римен­таль­ные работы как по обос­но­ва­нию их теп­логид­рав­ли­че­ских харак­те­ри­стик, так и по иссле­до­ва­нию про­блемы вза­и­мо­действия натрий-вода. Про­верка реше­ний по элек­тро­обогреву про­во­ди­лась непо­сред­ственно при обогреве стен­дов и рабо­чих участ­ков.

В ОКБ «Гид­ропресс» были раз­ра­бо­таны новые кон­струкции промежу­точ­ных теп­ло­обмен­ни­ков натрий-натрий и паро­ге­не­ра­то­ров (ПГ). Если промежу­точ­ные теп­ло­обмен­ники пред­на­зна­ча­лись непо­сред­ственно для РУ БОР-60, то паро­ге­не­ра­торы рас­смат­ри­ва­лись как про­то­типы для будущей АЭС БН-600. В связи с этим в одной петле БОР-60 было наме­чено уста­но­вить зме­е­ви­ко­вый ПГ, пред­став­ляющий собой малую модель про­ек­ти­ру­емого корпус­ного паро­ге­не­ра­тора БН-600, а во вто­рой петле предпо­лага­лось иметь ПГ с есте­ствен­ной цир­ку­ляцией (впо­след­ствии от него отка­за­лись).

Про­екты выпол­ня­лись быстро, реше­ния по их реа­ли­за­ции при­нима­лись без задержек и про­во­ло­чек. Доста­точно ска­зать, что уже в начале 1965 года (т.е. спу­стя 2 года после полу­че­ния зада­ния) был утвер­жден тех­ни­че­ский про­ект реак­тора (реше­ние НТС Мин­сред­маша от 03.06.65 г.). Одно­временно шла раз­ра­ботка рабо­чей докумен­тации, а в Меле­кессе было начато воз­ве­де­ние стро­и­тель­ных кон­струкций. При утвер­жде­нии эскиз­ного про­екта для размеще­ния быст­рого опыт­ного реак­тора его мощ­ность была уве­ли­чена до 60 МВт (теп­ло­вых), и он полу­чил назва­ние БОР-60 (в пору­че­нии мини­стра Мин­сред­маша А. П. Заве­нягиня от 26 июля 1956 года о сооруже­нии в г. Меле­кессе ряда ядер­ных уста­но­вок реак­тор назы­вался БН-50 с мощ­но­стью 50 МВт).

Изго­тов­ле­ние корпуса и внут­ри­корпус­ных узлов реак­тора по чер­тежам ОКБ «Гид­ропресс» было начато в 1966 году на Ижор­ском заводе, а теп­ло­обмен­ни­ков и ПГ — на Бал­тийском. Меха­низмы СУЗ и ряд других узлов, в част­но­сти, уни­каль­ная система наве­де­ния меха­низма для загрузки-выгрузки топ­лив­ных паке­тов, изго­тов­лена в ОКБ «Гид­ропресс» в содруже­стве с предпри­я­ти­ями г. Подольска.

Осо­бен­ность сооруже­ния уста­новки БОР-60 заклю­ча­лась в быст­роте изго­тов­ле­ния уни­каль­ного обо­ру­до­ва­ние и его мон­таже. В этом заслуга работ­ни­ков Глав­ного управ­ле­ния мини­стер­ства, спе­ци­а­ли­стов заказ­чика, Науч­ного руко­во­ди­теля и Глав­ного кон­струк­тора, кото­рые посто­янно сле­дили за изго­тов­ле­нием изде­лий, вели автор­ский над­зор, опе­ра­тивно исправ­ляли ошибки, решали вопросы откло­не­ний от про­екта, обес­пе­чи­вали снабже­ние и финан­си­ро­ва­ние работ.

Стро­и­тельство зда­ния реак­тор­ной уста­новки в Меле­кессе стар­то­вало в мае 1965 года, стро­и­тельство зда­ния для тур­бины нача­лось позд­нее. С конца 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 были про­ве­дены кри­ти­че­ские опыты без теп­ло­но­си­теля. В декабре 1968 года состо­ялся «сухой» 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 в 5 МВт. Это событие счи­та­ется нача­лом экс­плу­а­тации реак­тора БОР-60.

В конце 1969 года реак­тор­ная уста­новка зара­бо­тала с выда­чей пара и элек­троэнергии. Мощ­ность элек­тро­станции состав­ляла 12 МВт (эл.). При этом реак­тор мог рабо­тать на пол­ной теп­ло­вой мощ­но­сти как по схеме АЭС, так и без тур­бо­ге­не­ра­тора. В послед­нем слу­чае паро­ге­не­ра­тор одной из петель экс­плу­а­ти­ро­вался со сбро­сом пара в тех­но­логи­че­ский кон­ден­са­тор, а дру­гой — на воз­душ­ный теп­ло­обмен­ник.

В марте 1970 года мощ­ность реак­тора была дове­дена до 20 МВт, а в конце 1970 года были вклю­чены в работу паро­ге­не­ра­тор и тур­бина. С этого времени реак­тор­ная уста­новка рабо­тала в режиме элек­тро­станции. В началь­ный период работа реак­тора была недо­ста­точно ста­биль­ной. Наи­большее число оста­но­вов про­ис­хо­дило вслед­ствие неис­прав­но­стей в схемах авто­ма­тики, управ­ле­ния и защиты, а также из-за оши­бок пер­со­нала. Устра­не­ние неис­прав­но­стей и совершен­ство­ва­ние аппа­ра­туры про­во­ди­лись 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.

Реак­тор стал экс­пе­римен­таль­ной базой для мас­со­вых испыта­ний твэ­лов раз­лич­ных кон­струкций, топ­лив­ных, поглощающих и кон­струкци­он­ных мате­ри­а­лов в усло­виях высо­ких рабо­чих парамет­ров натри­е­вого теп­ло­но­си­теля и для полу­че­ния опыта тех­но­логии натрия. На нем про­во­ди­лись изу­че­ния опыт­ных твэ­лов для реак­тора БН-600, в том числе со смешан­ным уран-плу­то­ни­е­вым топ­ли­вом, твэ­лов с виб­ро­уплот­нен­ным топ­ли­вом, поис­ко­вые работы для выбора оптималь­ной кон­струкции и тех­но­логии твэ­лов с кар­бид­ным топ­ли­вом… Всего в реак­торе прошли испыта­ния 150 топ­лив­ных сбо­рок, состо­ящих из более чем 5500 твэ­лов.

Также на нем велись иссле­до­ва­ния по без­опас­но­сти и рас­про­стра­не­нию по кон­туру про­дук­тов деле­ния при появ­ле­нии негерме­тич­ных твэ­лов, очистке натрия от оско­лоч­ной реак­тив­но­сти и т.п. Экс­пе­римен­таль­ные сборки уста­нав­ли­ва­лись непо­сред­ственно 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 был под­клю­чен вто­рой модуль­ный паро­ге­не­ра­тор кон­струкции ЧССР (рабо­тал до 1981 года). В процессе работы изу­ча­лись пус­ко­вые, стаци­о­нар­ные и ава­рий­ные режимы работы паро­ге­не­ра­то­ров и других узлов, иссле­до­ва­лись их гид­ро­ди­намика и теп­лофи­зика. На БОР-60 испыты­ва­лись два типа прямо­точ­ных паро­ге­не­ра­то­ров: зме­е­ви­ко­вый и модуль­ный — пер­вый про­ра­бо­тал более чем в 3 раза дольше, но оба типа паро­ге­не­ра­то­ров под­твер­дили свою рабо­то­спо­соб­ность.

После 7 лет работы реак­тора были под­ве­дены 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 созда­вал каких-либо про­блем в экс­плу­а­тации. Вообще за все 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.

Сооруже­ние экс­пе­римен­таль­ной уста­новки БОР-60 яви­лось зна­чи­тель­ным этапом в раз­ви­тии атом­ной науки и тех­ники не только в нашей стране. По харак­те­ри­сти­кам и возмож­но­стям БОР-60 пре­вос­хо­дил все функци­о­ни­ро­вавшие и гото­вивши­еся в то время к пуску реак­торы мира («Дун­рей» — Англия, «Рап­со­дия» — Франция, ЕВР-2 — США). БОР-60 пре­взошел их и по долго­веч­но­сти.

За всю исто­рию у БОР-60 прошло более 160 мик­ро­кампа­ний, и ни одной оди­на­ко­вой. Кампа­нии про­хо­дили на раз­ных уров­нях мощ­но­сти, с выгруз­кой/загруз­кой раз­лич­ного коли­че­ства ТВС раз­ного типа — таб­ле­точ­ного, виб­ро­уплот­нён­ного... Число ТВС меня­лось от 75 до 130, боко­вой экран мог быть сталь­ной, затем ура­но­вый и снова сталь­ной. Регу­лярно в реак­торе про­во­ди­лись раз­лич­ные экс­пе­римен­таль­ные иссле­до­ва­ния и облу­ча­тель­ные программы, велась нара­ботка ради­о­нук­ли­дов.

Реак­тор БОР-60 стал насто­ящим 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 годов на нем нача­лись работы по про­дле­нию срока экс­плу­а­тации с про­ве­де­нием комплекс­ных обсле­до­ва­ний. Имеющая лицен­зия на экс­плу­а­тацию реак­тора БОР-60 действует до 2020 года, и он явля­ется един­ствен­ным в мире иссле­до­ва­тельским ядер­ным реак­то­ром на быст­рых нейтро­нах, кото­рый нахо­дится в экс­плу­а­тации. Как мощ­ный источ­ник нейтро­нов он до сих пор исполь­зу­ется для иссле­до­ва­ния воз­действия нейтрон­ного облу­че­ния на кон­струкци­он­ные, топ­лив­ные и поглощающие мате­ри­алы раз­лич­ного назна­че­ния. Реак­тор БОР-60 рабо­тает, и спрос на облу­че­ние в нем раз­лич­ных мате­ри­а­лов, в том числе от зару­беж­ных заказ­чи­ков, огромен.

Положи­тель­ный опыт созда­ния и отра­ботки кон­струкций обо­ру­до­ва­ния РУ БОР-60 был исполь­зо­ван при созда­нии уста­но­вок БН-600 и БН-800 на Бело­яр­ской АЭС.