БР-5 — исследовательский ядерный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Построен и эксплуатировался в ФЭИ, г.Обнинск, в период с 1959 по 2002 годы.

БР-5 — первый натриевый реактор с ненулевой мощностью на территории СССР и Европы. В 1973 году после реконструкции и повышения мощности реактор получил новое название БР-10.

История создания и ключевые даты

Необходимость создания реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем была осознана в СССР в 1956 году после неудачи проекта БР-2 — быстрого реактора, в котором в качестве теплоносителя использовалась ртуть. В ходе эксплуатации БР-2 были обнаружены коррозионные повреждения оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов), через которые плутоний попадал в теплоноситель. По этим причинам работа реактора БР-2 была прекращена.^[1][2]

На месте демонтированного БР-2 в здании № 85 ФЭИ был создан новый быстрый реактор БР-5. В качестве теплоносителя в нём был использован жидкий натрий, а в качестве топливного материала для первой загрузки — PuO₂. Проектирование, изготовление оборудования, строительные работы и пусконаладочные операции были завершены в срок менее четырёх лет, и в 1959 году БР-5 достиг проектной мощности 5 МВт(тепловых).

Перед реактором БР-5 была поставлена основная задача отработать на практике элементы технологии будущих энергетических и военных быстрых реакторов — насосы, теплообменное оборудование, натриевое оборудование, топливные элементы, системы управления и защиты, и многое другое. Поэтому расширенное воспроизводство плутония в БР-5 не предусматривалось.

Проект БР-5 был подготовлен конструкторской группой ЦНИИ-58, бывшем оборонном институте, переданном в 50-е годы в состав Средмаша. Контроль за проектными работами производился курирующей группой от ФЭИ.

Основные этапы создания и эксплуатации БР-5

• 1956 год — разработка технического задания на проектирование реактора БР-5.
• 1956—1957 годы — создание проекта реактора БР-5.
• 1957—1958 годы — производство и монтаж оборудования БР-5 в здании закрытого реактора БР-2.
• 25 июля 1958 года — физический пуск реактора БР-5 без теплоносителя.
• 27 января 1959 года — физический пуск реактора БР-5 с теплоносителем, дата начала эксплуатации реактора.
• 21 июля 1959 года — выход на проектную мощность 5 МВт(тепловых).
• 1973 год — реконструкция реактора БР-5 и преобразование его в реактор БР-10.
• 4 октября 2002 года — завершение работы реактора БР-5.

Краткое описание

Реконструкция и преобразование в БР-10

В мае (по другим данным, в июне) 1971 года реактор БР-5 был остановлен на реконструкцию для повышения его мощности до значения 10 МВт(тепловых).^[3] В течение двух лет было заменено почти все основное оборудование реактора, включая насосы и петлевые каналы, установлена дополнительная биологическая защита и изготовлены новые твэлы. Было также принято решение отказаться от использования во втором контуре реактора от сплава натрий-калий. В этих работах принимали участие различные предприятия и организации, входившие в состав Средмаша — такие, как завод имени Орджоникидзе, ВНИИНМ, НИИЭФА и многие другие.

В мае 1973 года состоялся физический пуск модернизированного реактора, получившего название БР-10. Было установлено, что реактор не может работать на мощности свыше 6—6,5 МВт(тепловых). В период с 1979 по 1983 год реконструкция установки была продолжена, что позволило в итоге достичь мощности 8 МВт(тепловых). Начиная с 1983 года и до конца срока службы, реактор БР-10 работал на топливе из мононитрида урана.

Завершение работы

В декабре 2002 года эксплуатация БР-10 была прекращена. Реактор был переведен в режим окончательного останова, и началась подготовка к его выводу из эксплуатации. Подготовительные работы включали в себя выгрузку топлива из активной зоны, дренирование натрия из контуров и другие операции.

Проект вывода БР-10 из эксплуатации утверждён в 2008 году. В проекте предусматривается завершить демонтаж оборудования всех систем, за исключением самого реактора, к 2020 году. Реактор останется под наблюдением в течение 50 лет. За это время его активность снизится до величин, позволяющих провести демонтаж реактора безопасным образом.^[4]

Основные итоги работы

В ходе эксплуатации реактора БР-5 (БР-10) была отработана технология натриевого теплоносителя для ядерных реакторов и проверена работоспособность трёх различных топливных композиций: PuO₂, UC и UN. Облучено свыше 200 экспериментальных сборок с различными топливными, конструкционными и поглощающими материалами.^[5] БР-5 (БР-10) использовался как полигон для создания первых систем КГО для быстрых натриевых реакторов.

В соединённом с БР-5 (БР-10) медицинском комплексе в период с 1985 по 2001 год прошло лечение методами радиотерапии порядка 500 онкологических больных.^[6]

Известные инциденты

1961 год

Реактор остановлен на шесть месяцев из-за роста активности теплоносителя, вызванного выходом в него осколков деления из твэлов. Перед возвращением реактора к работе была проведена дезактивация твэлов, активной зоны и первого контура.^[7]

1984 год

Реактор был вынужденно остановлен на три месяца из-за халатности одного из сотрудников, забывшего выложить связку ключей от квартиры из кармана спецодежды при работе на крышке реактора. Ключи выпали и застряли в щели в районе органов регулирования, что мешало нормальной эксплуатации установки. Для извлечения ключей потребовалось изготовить специальные механические приспособления.^[8]

1986 год

25 апреля в одном из помещений произошло возгорание натрия, вытекшего из трубопровода из-за ошибки персонала. Пожар был оперативно потушен. Перед возвращением реактора к работе потребовалось провести замену повреждённых кабелей.^[9]

Ссылки

• Исследовательский реактор БР-5
• Публикация МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1531 «Fast Reactor Database», Стр.266-269
• Юбилейная конференция «От исследований на реакторе БР-5 (БР-10) к проектам демонстрационных и энергетических быстрых реакторов»

Примечания

1. ↑ Юбилейный сборник. К истории создания и эксплуатации исследовательского реактора на быстрых нейтронах БР-5 (БР-10). 1959—2009 гг. Статьи, воспоминания, фотодокументы. / ГНЦ РФ-ФЭИ имени А. И. Лейпунского. — Обнинск, ГНЦ РФ-ФЭИ, 2009. — Стр.3.
2. ↑ Существует иная точка зрения на причины останова реактора БР-2, заключающаяся в том, что основная программа физических измерений на реакторе БР-2 была выполнена, что и позволило принять решение о его капитальной реконструкции. См., например, работу Э. А. Стумбура, подготовленную в 1997 году и опубликованную в открытой печати в составе юбилейного сборника.
3. ↑ Юбилейный сборник, Стр.47,51.
4. ↑ Юбилейный сборник, Стр.70.
5. ↑ Юбилейный сборник, Стр.64-65.
6. ↑ Юбилейный сборник, Стр.66.
7. Публикация МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1531 «Fast Reactor Database», Стр.266
8. ↑ Юбилейный сборник, Стр.58.
9. ↑ Юбилейный сборник, Стр.59.