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 /

БР-1, БР-2, БР-5, БР-10

В 1949 году А. И. Лейпун­ский пред­ложил и сформу­ли­ро­вал основ­ные физи­че­ские идеи реак­то­ров на быст­рых нейтро­нах. Вскоре после успеш­ного испыта­ния пер­вой совет­ской атом­ной бомбы в октябре 1949 года он обраща­ется к руко­во­ди­те­лям совет­ского атом­ного про­екта с пред­ложе­нием начать работы по созда­нию энерге­ти­че­ских реак­то­ров на быст­рых и промежу­точ­ных нейтро­нах. В 1950 году А. И. Лейпун­ский пред­став­ляет на рас­смот­ре­ние НТС Пер­вого Глав­ного управ­ле­ния доклад "Системы на быст­рых нейтро­нах", ставший осно­вопо­лагающим для раз­ви­тия нового направ­ле­ния энерге­тики. С 1950 года он руко­во­дил их созда­нием, завершимся пус­ком экс­пе­римен­таль­ных реак­то­ров БР-1, БР-2, БР-5 и БОР-60.

Наслед­ники по прямой

19 декабря 1955 года состо­я­лось исклю­чи­тельно важ­ное для раз­ви­тия экс­пе­римен­таль­ной базы отрасли засе­да­ние Научно-тех­ни­че­ского совета Мин­сред­маша. По его итогам на сле­дующем засе­да­нии НТС А. П. Алек­сан­дров делает сообще­ние на тему "Стро­и­тельство опыт­ных реак­то­ров в пяти­ле­тие 1956-1960 гг.". В докладе освеща­лось состо­я­ние и тен­денции раз­ви­тия парка экс­пе­римен­таль­ных реак­то­ров в США, кон­ста­ти­ро­ва­лось суще­ствен­ное отста­ва­ние СССР в этом вопросе и наме­ча­лись основ­ные меры по его пре­одо­ле­нию.

Для этого, в част­но­сти, пред­лага­лось постро­ить реак­тор БФ 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 назва­ние БР-2, БР-5 и БОР соот­вет­ственно).


БР-1

В начале 1955 года в Лабо­ра­то­рии "Б" под руко­вод­ством А. И. Лейпун­ского был пущен пер­вый в нашей стране экс­пе­римен­таль­ный реак­тор на быст­рых нейтро­нах БР-1 (реак­тор нуле­вой мощ­но­сти на метал­ли­че­ском плу­то­нии). Для актив­ной зоны реак­тора БР-1 тре­бо­ва­лось около 12 кг метал­ли­че­ского плу­то­ния, но прак­ти­че­ски весь выра­ба­ты­ва­емый в то время на промыш­лен­ных реак­то­рах плу­то­ний шел на про­из­вод­ство атом­ных бомб. Тем не менее, Е. П. Слав­ский хорошо понимая всю важ­ность про­блемы, дал ука­за­ние выде­лить его из тогдаш­них, далеко не обиль­ных запа­сов (при­мерно через год было выде­лено еще столько же плу­то­ния на сле­дующий реак­тор).

Реак­тор БР-1 пред­на­зна­чался для про­ве­де­ния 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 доста­точно про­стой. Он имеет компакт­ную актив­ную зону высо­той и диамет­ром около 13 см, набран­ную из плу­то­ни­е­вых стерж­ней диамет­ром 1 см, очех­ло­ван­ных нержа­веющей ста­лью (твэлы кон­тей­нер­ного типа). Из-за низ­кой мощ­но­сти для реак­тора не созда­ва­лась спе­ци­аль­ная система охла­жде­ния. Кри­ти­че­ская загрузка реак­тора состав­ляла около 12 кг, мак­сималь­ная мощ­ность — 50 Вт.

В каче­стве мате­ри­а­лов смен­ных экра­нов в реак­торе исполь­зо­ва­лись обед­нен­ный уран, торий, медь, никель, железо и другие мате­ри­алы. Вывод реак­тора на мощ­ность и под­дер­жа­ние задан­ного режима осуществ­ля­ется как вруч­ную, так и авто­ма­ти­че­ски. В каче­стве орга­нов регу­ли­ро­ва­ния и защиты исполь­зо­ва­лись 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 реак­тора служили бетон­ные стены зала, где он рас­по­ложен, толщи­ной 1 метр.

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.

Пер­вой сбор­кой актив­ной зоны реак­тора БР-1 занима­лись сотруд­ники Лабо­ра­то­рии "В", хотя у руко­вод­ства и воз­ни­кало в этом сомне­ние, так как суще­ство­вало мне­ние, что сборку лучше при­гла­сить спе­ци­а­ли­стов, уже имевших дело с цеп­ной реакцией на быст­рых нейтро­нах (бом­бо­де­лов).

Все этапы сборки фик­си­ро­ва­лись на маг­ни­то­фон­ной пленке.

В конеч­ном счете, все прошло нормально, и 29 апреля 1955 года реак­тор БР-1 был выве­ден в кри­ти­че­ское состо­я­ние.

Пер­во­на­чально реак­тор БР-1 созда­вался как критсборка для про­верки физи­че­ских парамет­ров пер­вого экс­пе­римен­таль­ного реак­тора лабо­ра­то­рии, однако ока­за­лось, что он может служить и в каче­стве доста­точно мощ­ного источ­ника быст­рых нейтро­нов при изу­че­нии их про­хож­де­ния через раз­лич­ные среды, поэтому он остался в экс­плу­а­тации и после выпол­не­ния началь­ной наме­чен­ной программы.

На реак­торе БР-1 был выпол­нен большой комплекс фун­дамен­таль­ных и при­клад­ных работ:

  • впер­вые в мире была экс­пе­римен­тально дока­зана возмож­ность расши­рен­ного вос­про­из­вод­ства ядер­ного горю­чего;
  • впер­вые в Европе в 1956 году осуществ­лена цеп­ная реакция деле­ния плу­то­ния на быст­рых нейтро­нах;
  • про­ве­дены иссле­до­ва­ния по рас­про­стра­не­нию нейтро­нов в сре­дах из раз­лич­ных мате­ри­а­лов, изме­ре­ния ядерно-физи­че­ских кон­стант;
  • отра­бо­таны мето­дики экс­пе­римен­таль­ных иссле­до­ва­ний нейтронно-физи­че­ских харак­те­ри­стик энерге­ти­че­ских реак­то­ров;
  • изу­чены модели узлов и систем про­ек­ти­ру­емых реак­тор­ных уста­но­вок.

В реак­торе БР-1 был достиг­нут коэффици­ент вос­про­из­вод­ства ядер­ного горю­чего 2,4-2,5.

В даль­нейшем время этот реак­тор исполь­зо­вался в каче­стве источ­ника нейтро­нов и гамма-лучей перемен­ной интен­сив­но­сти для мет­ро­логи­че­ской атте­стации и про­верки рабо­то­спо­соб­но­сти средств изме­ре­ний. В насто­ящее время нахо­дится в режиме окон­ча­тель­ного оста­нова.


БР-2

Уже в сле­дующем, 1956 году, 14 фев­раля был пущен вто­рой экс­пе­римен­таль­ный реак­тор БР-2. Реак­тор пред­на­зна­чался для про­ве­де­ния ядерно-физи­че­ских, а также мате­ри­а­ло­вед­че­ских иссле­до­ва­ний.

В этот период спе­ци­а­ли­сты ФЭИ остро нуж­да­лись в экс­пе­римен­таль­ных дан­ных по быст­рым реак­то­рам. Необ­хо­димо было уста­но­вить вли­я­ние режимов работы реак­тора на коэффици­ент раз­множе­ния нейтро­нов (коэффици­енты реак­тив­но­сти), полу­чить опыт защиты от ради­ации, опыт экс­плу­а­тации реак­тора в ради­аци­онно-опас­ных усло­виях. Тре­бо­вался также интен­сив­ный источ­ник быст­рых нейтро­нов для иссле­до­ва­ния харак­те­ри­стик их вза­и­мо­действия с мате­ри­а­лом, нуж­ным для раз­ра­бо­ток пер­спек­тив­ных про­ек­тов.

Реак­то­ром, пред­на­зна­чен­ным для реше­ния этих пер­во­оче­ред­ных задач в про­блеме быст­рых реак­то­ров, стал реак­тор БР-2. Руко­во­ди­те­лем работ по всему циклу от раз­ра­ботки до пуска и экс­плу­а­тации реак­тора был назна­чен О. Д. Казач­ков­ский. Теп­ло­вая мощ­ность про­ек­ти­ру­емого реак­тора была срав­ни­тельно неве­лика — 100 кВт, но и объем актив­ной зоны был менее двух лит­ров, 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 др. явля­лись пол­но­стью ориги­наль­ными и не имели ана­логов в оте­че­ствен­ной и миро­вой прак­тике реак­то­ро­стро­е­ния.

К про­ек­ти­ро­ва­нию реак­тора БР-2 было под­клю­чено ОКБ во главе с В. Г. Гра­би­ным (затем ЦНИИ-58), занимавше­еся в годы войны раз­ра­бот­кой артил­ле­рийских систем. Спе­ци­а­ли­сты ОКБ не были зна­комы со спе­ци­фи­кой ядер­ной тех­ники, поэтому про­ек­ти­ро­ва­ние реак­тора шло в тес­ном кон­такте с сотруд­ни­ками Лабо­ра­то­рии "В". В результате слажен­ной работы уче­ных, кон­струк­то­ров и тех­но­логов к началу 1955 году почти все узлы и агрегаты БР-2 были готовы, и в спе­ци­ально постро­ен­ном зда­нии, фун­дамент кото­рого был заложен в январе 1955 года, начался их мон­таж.

К моменту начала работ по про­ек­ти­ро­ва­нию реак­тора БР-2 доста­точ­ных дан­ных по пове­де­нию натрия при высо­ких темпе­ра­ту­рах под воз­действие интен­сив­ного облу­че­ния ещё не было, и поэтому руко­вод­ство лабо­ра­то­рии при­няло реше­ние в каче­стве охла­ждающей жид­ко­сти реак­тора исполь­зо­вать ртуть, по исполь­зо­ва­нию кото­рой в стране и за рубежом был накоп­лен опре­де­лен­ный опыт. 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 раз­реше­ние Гос­сан­ин­спе­ции на работу реак­тора было полу­чено лишь после лич­ного вмеша­тельства Е. П. Слав­ского.

Физи­че­ская схема реак­тора была близка к схеме реак­тора 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.

Пер­во­на­чально сбор­кой руко­во­дил Э. А. Стум­бур, но затем по пред­ложе­нию А. И. Лейпун­ского его сме­нил при­бывший из ком­би­ната № 817 (ПО "Маяк") инже­нер Д. С. Пин­ха­сик.

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

На этапе пуско-нала­доч­ных работ про­изошел непри­ят­ный инци­дент. При пер­во­на­чаль­ной заливке ртуть в реак­тор пода­ва­лась из слив­ного бака путем повыше­ния в нем газо­вого дав­ле­ния. Ртути не хва­тало, было решено опу­стить уро­вень ртути в баке до минимально возмож­ного уровня, вслед­ствие чего про­изошел силь­ный гид­ро­удар, забро­сивший ртуть в газо­вые и вспомога­тель­ные тру­бопро­воды, откуда её при­ш­лось затем извле­кать. Для предот­враще­ния повтора инци­дента в даль­нейшем пере­качка ртути осуществ­ля­лась спе­ци­аль­ным насо­сом.

При пер­вом пуске реак­тора были опа­се­ния воз­ник­но­ве­ния виб­рации твэ­лов в потоке теп­ло­но­си­теля, что в усло­виях компакт­ной актив­ной зоны могло при­ве­сти к пуль­сациям реак­тив­но­сти, однако все прошло благопо­лучно. Управ­ле­ние реак­то­ром ока­за­лось чрез­вы­чайно лег­ким.

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 свой рабо­чий день с их сбора. Несмотря на еже­смен­ное мытьё полов, регу­ляр­ные изме­ре­ния концен­трации ртути в воз­духе зача­стую пока­зы­вали 20-крат­ное пре­выше­ние пре­дельно допу­стимой концен­трации.

Обес­пе­че­ние возмож­но­стей иссле­до­ва­ний вза­и­мо­действия быст­рых нейтро­нов с веще­ством явля­лось 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/м2час.

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, без заме­ча­ний, однако затем начала теряться реак­тив­ность. Ана­лиз при­чин выявил появ­ле­ние трещин в твэ­лах, что при­во­дило к вымы­ва­нию из них плу­то­ния. Это создало плу­то­ни­е­вое загряз­не­ние как теп­ло­но­си­теля, так и обо­ру­до­ва­ния реак­тора. Учи­ты­вая, что основ­ная программа физи­че­ских изме­ре­ний и про­верки экс­плу­а­таци­он­ной надеж­но­сти реак­тора БР-2 была выпол­нена, руко­вод­ство лабо­ра­то­рии при­няло реше­ние о пре­краще­нии функци­о­ни­ро­ва­ния уста­новки, и в апреле 1957 года реак­тор был оста­нов­лен, ртуть слита, а твэлы извле­чены из актив­ной зоны.

Извле­че­ние твэ­лов из реак­тора велось самым тща­тель­ным обра­зом. Твэлы вруч­ную зацеп­ля­лись штат­ным захва­том, и тут же про­ве­ря­лась их извле­ка­емость. Если твэл не уда­ва­лось сдви­нуть с места, то к проце­дуре при­вле­кался кра­новщик, рас­по­лагавшийся в закрытом лаби­ринте. Кра­новщик вытяги­вал твэл, кон­тро­ли­руя уси­лие вытяжки динамо­мет­ром. Твэл под­во­дился к иллю­ми­на­тору лаби­ринта, где про­во­дился его пер­вич­ный осмотр. Затем твэлы через отвер­стие в полу опус­ка­лись в манипу­ля­тор­ную, где после обтирки и уда­ле­ния сле­дов ртути про­из­во­дился тща­тель­ный осмотр поверх­но­сти. Осмот­ром было уста­нов­лено, что у нескольких твэ­лов обо­лочки частично про­кор­ро­ди­ро­вали, и топ­ливо из них высыпа­лось. В даль­нейшем отра­бо­тан­ное топ­ливо в спе­ци­аль­ных бетон­ных кон­тей­не­рах было отправ­лено в спе­ц­хра­ни­лище.

Экс­плу­а­тация реак­тора про­де­мон­стри­ро­вала бес­пер­спек­тив­ность ртути как теп­ло­но­си­теля в силу пло­хой его 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.


БР-5

На месте реак­тора БР-2 было пред­ложено создать экс­пе­римен­таль­ный реак­тор БР-5 с натри­е­вым теп­ло­но­си­те­лем. Его теп­лофи­зи­че­ские параметры должны были быть при­ближены к будущим промыш­лен­ным быст­рым реак­то­рам, то есть плот­ность теп­ло­вы­де­ле­ния в актив­ной зоне должна состав­лять около 500 кВт на литр, а темпе­ра­тура теп­ло­но­си­теля — натрия — в пре­де­лах 450-500 град. Рас­чет­ная мощ­ность нового реак­тора, исходя из необ­хо­димо­сти впи­саться в суще­ствующие габа­риты реак­тор­ной защиты и помеще­ния, была огра­ни­чена 5 МВт. Если в реак­то­рах БР-1 и БР-2 цифры обо­зна­чали поряд­ко­вый номер, то, начи­ная с реак­тора БР-5, цифра стала обо­зна­чать теп­ло­вую мощ­ность уста­новки.

После демон­тажа обо­ру­до­ва­ния БР-2 воз­никли труд­но­сти очистки помеще­ния от паров ртути, концен­трация кото­рой в воз­духе пре­вышала все допу­стимые нормы. Для сниже­ния концен­трации при­ш­лось покра­сить все стены тол­стым слоем краски. Весь цикл по раз­ра­ботке про­екта модер­ни­за­ции, раз­ра­ботке и изго­тов­ле­нию обо­ру­до­ва­ния, отладке систем и пуску реак­тора БР-5 в зда­нии реак­тора БР-2 занял около 2 лет.

Кон­струк­тор­ской раз­ра­бот­кой реак­тора занима­лось ЦНИИ-58, полу­чившее тех­ни­че­ское зада­ние на новый реак­тор в конце 1955 года, а про­ект­ными рабо­тами - ГСП-11. Будущие инже­неры управ­ле­ния реак­то­ром прошли стажи­ровку на реак­торе Пер­вой в мире АЭС.

По кон­струкции реак­тор БР-5 во многом повто­рял реак­тор 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 состав­лял 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 корпуса уста­нав­ли­вался стра­хо­воч­ный кожух для предот­враще­ния потери теп­ло­но­си­теля из реак­тора при его разгерме­ти­за­ции.

Пер­вый кон­тур пред­став­лял собой две петли с насо­сом и теп­ло­обмен­ни­ком. На одной из петель 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 исполь­зо­ва­лись 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.

В июле 1958 года был про­ве­ден "сухой" (без теп­ло­но­си­теля) физи­че­ский пуск реак­тора. Загрузка рабо­чих теп­ло­вы­де­ляющих сбо­рок (ТВС) 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 опу­стили в актив­ную зону реак­тора А. И. Лейпун­ский и опе­ра­тор В. Н. Лебе­дев.

27 января 1959 года пер­вый в Европе многоце­ле­вой иссле­до­ва­тельский реак­тор БР-5 был сдан в экс­плу­а­тацию.

Почти сразу, 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 и пр., то есть прак­ти­че­ски пол­но­стью разо­брать реак­тор. После этого уда­лось про­из­ве­сти очистку всех элемен­тов от натрия.

Во время вто­рого пуска был уста­нов­лен понижен­ный рас­ход теп­ло­но­си­теля. Про­ве­ден­ное 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 реак­тор БР-5 был выве­ден на про­ект­ную мощ­ность 5 МВт. Пер­вой и осо­бенно важ­ной зада­чей было испыта­ние с помощью реак­тора обо­ру­до­ва­ния натри­е­вых систем в ради­аци­онно-опас­ных усло­виях. Реак­тор 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.

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. Однако ника­ких изме­не­ний реак­тив­но­сти заме­чено не было, что дало осно­ва­ния для про­долже­ния работы уста­новки. Ока­за­лось, что раз­ви­тие трещин в твэ­лах если и про­ис­хо­дило, то очень мед­ленно.

Тем не менее, с сен­тября 1961 года по март 1962 года реак­тор был оста­нов­лен из-за нару­ше­ния герме­тич­но­сти твэ­лов. При­чина потери рабо­то­спо­соб­но­сти твэ­лов заклю­ча­лась в отсут­ствии газо­сбор­ни­ков, из-за чего дав­ле­ние под обо­лоч­кой твэла под­ня­лось до 100 атм, что при­вело в авгу­сте 1961 года к мас­со­вому выходу твэ­лов из строя. В тече­ние полу­года была про­ве­дена разгрузка реак­тора, про­ве­рена герме­тич­ность твэ­лов, про­ве­дена промывка систем и тру­бопро­во­дов 1-го кон­тура, заме­нен теп­ло­но­си­тель. 29 марта 1962 года реак­тор вновь был выве­ден на рабо­чий режим.

В даль­нейшем было уста­нов­лено, что при­чи­нами выхода из строя твэ­лов из дву­окиси плу­то­ния стали ради­аци­он­ное рас­пу­ха­ние топ­лива и потеря пла­стич­но­сти сталь­ной обо­лоч­кой. Большая часть твэ­лов с кар­би­дом урана в обо­лочке из хро­мо­ни­ке­ле­вой стали поте­ряла герме­тич­ность при выго­ра­нии 4,0-4,6 %, в то время как твэлы из хромо­мо­либ­де­но­вой стали достигли выго­ра­ния 5,5-5,9 % при сохра­не­нии рабо­то­спо­соб­но­сти твэ­лов. Был сде­лан вывод, что после небольшой дора­ботки кон­струкции твэла (уве­ли­че­ние газо­вого объема в твэле) вполне достижимо выго­ра­ние в 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 тре­бо­вал регу­ляр­ной очистки от радио­ак­тив­ных про­дук­тов деле­ния с помощью холод­ной ловушки, кото­рая хорошо улав­ли­вала йод и цезий. Однако её 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 замена ловушки про­из­во­ди­лась без оста­новки реак­тора.

Вскоре на одной из двух теп­ло­от­во­дящих петель был уста­нов­лен опыт­ный паро­ге­не­ра­тор, пар из кото­рого стал исполь­зо­ваться 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 чего паро­ге­не­ра­тор был впо­след­ствии демон­ти­ро­ван и заме­нен на резерв­ный воз­душ­ный теп­ло­обмен­ник.

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 град.

Реак­тор БР-5 обла­дал всеми основ­ными чер­тами атом­ной элек­тро­станции и стал про­то­типом будущих атом­ных элек­тро­станций с реак­то­рами на быст­рых нейтро­нах.


Реак­тор БР-10

В 1971 году реак­тор БР-5 был оста­нов­лен на рекон­струкцию для повыше­ния его мощ­но­сти до 10 МВт (теп­ло­вых). В тече­ние двух лет было заме­нено почти все основ­ное обо­ру­до­ва­ние реак­тора, вклю­чая насосы, уста­нов­лена допол­ни­тель­ная био­логи­че­ская защита и изго­тов­лены новые твэлы, для кото­рых в каче­стве топ­лива опять был выбран диок­сид плу­то­ния. Было также при­нято реше­ние отка­заться от исполь­зо­ва­ния во вто­ром кон­туре реак­тора теп­ло­но­си­теля натрий-калий и перейти на натри­е­вый теп­ло­но­си­тель.

В ходе рекон­струкции был про­ве­ден ана­лиз состо­я­ния корпуса реак­тора и тру­бопро­во­дов пер­вого кон­тура. Было уста­нов­лено, что ради­аци­он­ное мак­сималь­ное рас­пу­ха­ние корпуса соста­вило 1,5 мм, что не пре­вы­сило рас­чет­ных зна­че­ний. На внут­рен­ней поверх­но­сти тру­бопро­во­дов были обна­ружены изме­не­ния состава стали, однако отсут­ствие меж­кри­стал­лит­ной кор­ро­зии поз­во­ляло их даль­нейшую экс­плу­а­тацию.

Фор­си­ро­ва­ние мощ­но­сти реак­тора было решено про­из­ве­сти 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 пуско-нала­доч­ные работы и устра­не­ние недо­де­лок, а 9 марта полу­чено раз­реше­ние мини­стер­ства 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 мае 1973 года состо­ялся физи­че­ский пуск модер­ни­зи­ро­ван­ного реак­тора, полу­чившего назва­ние БР-10, а затем и энерге­ти­че­ский пуск. В процессе энерге­ти­че­ского пуска было уста­нов­лено, что при мощ­но­сти реак­тора 6-6,5 МВт (теп­ло­вых) начи­на­ется зати­ра­ние орга­нов управ­ле­ния, их виб­рация и повыше­ние выброса радио­ак­тив­но­сти через вен­ти­ляцию, поэтому экс­плу­а­таци­он­ная мощ­ность реак­тора была огра­ни­чена 6 МВт.

На реак­торе про­во­ди­лись облу­че­ние экс­пе­римен­таль­ных сбо­рок с раз­лич­ными топ­лив­ными компо­зици­ями и кон­струкци­он­ными мате­ри­а­лами, велись иссле­до­ва­ния изме­не­ний свойств кон­струкци­он­ных метал­лов под воз­действием нейтрон­ного облу­че­ния.

В период с 1979 по 1983 гг. рекон­струкция уста­новки была про­должена. Капи­таль­ный ремонт завершился уни­каль­ной опе­рацией по замене корпуса реак­тора (цен­траль­ной трубы). Необ­хо­димость ремонта была вызвана деформацией корпуса, воз­никшей вслед­ствие ради­аци­он­ного рас­пу­ха­ния и пре­вы­сившей допу­стимое зна­че­ние. Это при­во­дило к торможе­нию подвиж­ных частей экрана и созда­вало угрозу потери управ­ле­ния. Кроме того, была про­ве­дена кар­ди­наль­ная модер­ни­за­ция систем без­опас­но­сти реак­тора. В результате про­ве­ден­ных меропри­я­тий его мощ­ность выросла до 8 МВт (теп­ло­вых). Начи­ная с 1983 года и до конца срока, службы реак­тор БР-10 рабо­тал на топ­ливе из моно­нит­рида урана, пред­ложен­ного спе­ци­а­ли­стами ВНИ­ИНМ. На этом топ­ливе реак­тор отра­бо­тал две компа­нии.

2 января 1984 года дежур­ный инже­нер-меха­ник, рабо­тая на крышке реак­тора, уро­нил связку клю­чей в полость между корпу­сом реак­тора и верх­ней проб­кой. Испугавшись, он попро­бо­вал выдер­нуть их, но только обо­рвал связку, и ключи про­сыпа­лись еще глубже. Об инци­денте было доложено руко­вод­ству инсти­тута. Благо­даря при­ня­тым мерам уда­лось извлечь два самых круп­ных ключа, однако два тон­ких ушли еще глубже, к орга­нам управ­ле­ния защи­той. Надо было спа­сать реак­тор, так его работа с посто­рон­ними пред­ме­тами — клю­чами — в зоне орга­нов управ­ле­ния была недопу­стима. В инсти­туте создали комис­сию по лик­ви­дации инци­дента и объявили кон­курс пред­ложе­ний по реше­нию про­блемы. По двум пред­ложе­ниям-побе­ди­те­лям кон­курса были изго­тов­лены раз­но­об­раз­ные при­спо­соб­ле­ния, вклю­чая ступен­ча­тый пери­скоп с под­свет­кой, и сна­чала один, а в начале марта и вто­рой ключ были извле­чены.

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

После полу­че­ния на реак­торе БР-5 положи­тель­ных результа­тов по воз­действию нейтрон­ного излу­че­ния на рако­вые клетки лабо­ра­тор­ных живот­ных, было при­нято реше­ние про­должить иссле­до­ва­ния по лече­нию людей. Для этого на реак­торе БР-10 в спе­ци­аль­ной при­стройке был создан небольшой медицин­ский комплекс, а внутри зда­ния — бокс с кол­лима­то­ром, куда выво­дился один из пуч­ков быст­рых нейтро­нов реак­тора. Кол­лима­тор давал возмож­ность изме­нять поле падающего на тело паци­ента пучка. В итоге через проце­дуру лече­ния рака горла и молоч­ной железы на реак­торе БР-10 прошло около 500 чело­век.

В тече­ние 30 лет реак­тор БР-10 исполь­зо­вался, помимо изу­че­ния рабо­то­спо­соб­но­сти топ­лива и иссле­до­ва­ний мате­ри­а­лов, для полу­че­ния изо­топов для био­логи­че­ских и медицин­ских целей, лече­ния онко­логи­че­ских забо­ле­ва­ний, изго­тов­ле­ния нано­фильтров. На нем про­ве­ря­лись и отра­ба­ты­ва­лись тех­ни­че­ские реше­ния, направ­лен­ные на повыше­ние без­опас­но­сти быст­рых энерге­ти­че­ских реак­то­ров.

За 30 лет на реак­торе был про­ве­ден большой объем иссле­до­ва­тельских работ, таких как про­верка рабо­то­спо­соб­но­сти твэ­лов трех топ­лив­ных компо­зиций, отра­ботка тех­но­логия натри­е­вого теп­ло­но­си­теля, раз­ра­ботка мето­дов обна­руже­ния негерме­тич­но­сти твэ­лов, изу­че­ние рас­пу­ха­ния 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 в 10 часов 20 минут реак­тор БР-10 после 43 лет работы был оста­нов­лен. Проце­дура оста­нова реак­тора была пору­чена двум уче­ным, под чьим руко­вод­ством в раз­ное время экс­плу­а­ти­ро­вался БР-10, — О. Д. Казач­ков­скому и Ю. Е. Баг­да­са­рову, кото­рые одно­временно нажали две кнопки ава­рий­ной защиты и оста­но­вили реак­тор. В насто­ящее время он нахо­дится в режиме окон­ча­тель­ного оста­нова.

Начи­ная с 2008 года, на иссле­до­ва­тельском реак­торе БР-10 реа­ли­зу­ется программа работ по пере­ра­ботке радио­ак­тив­ных отхо­дов щелоч­ных жид­коме­тал­ли­че­ских теп­ло­но­си­те­лей на моду­лях Магма-ТФО, Луиза-РАО и Гет­тер.

P. S. В 1960 году группе уче­ных во главе с ака­деми­ком АН УССР А. И. Лейпун­ским за науч­ные иссле­до­ва­ния физики ядер­ных реак­то­ров на быст­рых нейтро­нах была при­суж­дена Ленин­ская премия.