БР-5 (реактор) | это... Что такое БР-5 (реактор)? (original) (raw)
БР-5 БР-10 Иллюстрация к статье на официальном сайте | |
---|---|
Тип реактора | На быстрых нейтронах |
Назначение реактора | Исследования технологии |
Технические параметры | |
Теплоноситель | Натриевый |
Тепловая мощность | 5 МВт |
Разработка | |
Проект | 1956-1957 |
Научная часть | ФЭИ |
Предприятие-разработчик | ЦНИИ-58 |
Строительство и эксплуатация | |
Строительство первого образца | 1957-1958 |
Местонахождение | ФЭИ, Обнинск |
Пуск | 25 июля 1958 года |
Эксплуатация | 1958-2002 |
Построено реакторов | 1 |
Прочая информация | |
Сайт | Страница на официальном сайте ФЭИ |
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.
Содержание
- 1 История создания и ключевые даты
- 2 Краткое описание
- 3 Реконструкция и преобразование в БР-10
- 4 Завершение работы
- 5 Основные итоги работы
- 6 Известные инциденты
- 7 Ссылки
- 8 Примечания
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, оборонном институте, переданном в конце 1950-х годов в состав ОКБ-1 С. П. Королёва[3]. 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
Параметр | Значение | Источник |
---|---|---|
Топливо | Двуокись плутония PuO2 | http://www.ippe.ru/rpr/3-2rpr.php |
Размер активной зоны | 280*280 мм | http://www.ippe.ru/rpr/3-2rpr.php |
Мощность БР-5 БР-10 | 5 МВт(тепловых)6 МВт(тепловых) до 1983 года8 МВт(тепловых) после 1983 года | Юбилейный сборник |
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).[4] 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.[5]
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.[6] 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.[7]
Известные инциденты
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.[8]
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.[9]
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.[10]
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
- ↑ 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.
- ↑ 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.
- ↑ Постановление ЦК КПСС и СМ СССР от 27 июня 1959 г. № 703-323 «О работах по баллистическим ракетам на твердом топливе в ОКБ-1 Государственного комитета Совета Министров СССР по оборонной техники» // Задача особой государственной важности. Из истории создания ракетно-ядерного оружия и Ракетных войск стратегического назначения (1945-1959 гг.) / Сост. В. И. Ивкин, Г. А. Сухина. — М.: Российская политическая энциклопедия (РОССПЭН), 2010. — С. 822-823. — 1205 с. — 800 экз. — ISBN 978-5-8243-1430-4
- ↑ Юбилейный сборник, Стр.47,51.
- ↑ Юбилейный сборник, Стр.70.
- ↑ Юбилейный сборник, Стр.64-65.
- ↑ Юбилейный сборник, Стр.66.
- ↑ Публикация МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1531 «Fast Reactor Database», Стр.266
- ↑ Юбилейный сборник, Стр.58.
- ↑ Юбилейный сборник, Стр.59.
Ядерные реакторы СССР и России | |
---|---|
Исследовательские | Ф-1 • А-1 • БР-2 • ИБР-2 • БР-5 • БР-10 • БОР-60 • ВВР-С • ВВР-М • Аргус |
Промышленные(оружейные) | Урановые А-1 • АВ-1 • АВ-3 Плутониевые АИ • АДЭ-2 • АДЭ-3 • АДЭ-4 • АДЭ-5 • АДЭ-6 |
Энергетические | ВВЭР (список) ВВЭР-210 • ВВЭР-365 • ВВЭР-440 • ВВЭР-1000 • ВВЭР-1200 РБМК (список) РБМК-1000 • РБМК-1500 • РБМКП-2400 • МКЭР-1500 БН БН-350 • БН-600 • БН-800 Другие ЭГП-6 • БРЕСТ • СВБР • ВТГР-300 • ВБЭР-300 |
Транспортные | Водо-водяные ВМ-А • ВМ-4 • ОК-650 • КН-З Жидкометаллические РМ-1 • МБ-40А (ОК-550) |
Космические | Ромашка • Бук • Тополь • Енисей |