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.
Фотогалерея10
