БР-5 (реактор)

БР-5 (реактор)
БР-5
БР-10 Реактор БР-5.jpg
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

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.
  • 19561957 годы — создание проекта реактора БР-5.
  • 19571958 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 года
8 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

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.[8]

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.[9]

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.[10]

Ссылки

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. 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
  4. Юбилейный сборник, Стр.47,51.
  5. Юбилейный сборник, Стр.70.
  6. Юбилейный сборник, Стр.64-65.
  7. Юбилейный сборник, Стр.66.
  8. Публикация МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1531 «Fast Reactor Database», Стр.266
  9. Юбилейный сборник, Стр.58.
  10. Юбилейный сборник, Стр.59.



Wikimedia Foundation. 2010.

Игры ⚽ Поможем написать реферат

Полезное


Смотреть что такое "БР-5 (реактор)" в других словарях:

  • Реактор на бегущей волне — (реактор самоед, реактор Феоктистова)  теоретическая концепция ядерного реактора на быстрых нейтронах, работающего на уране 238 за счёт наработки из него плутония 239. Главное отличие идеи от других концепций реакторов размножителей в том,… …   Википедия

  • РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ — (бридер), ядерный реактор, в к ром число образовавшихся делящихся ядер больше числа уничтоженных, т. е. осуществляется расширенное воспроизводство делящихся ядер. Циклы воспроизводства осн. на двух группах ядерных реакций. В ураново плутониевом… …   Физическая энциклопедия

  • реактор с газовьм охлаждением — газоохлаждаемый реактор Ндп. газовый реактор Ядерный реактор, в котором теплоноситель находится в газообразном состоянии. Примечание Допускается конкретизация термина по виду теплоносителя, например, реактор с гелиевым охлаждением, реактор с… …   Справочник технического переводчика

  • реактор без стали — Реактор без магнитопровода Примечание. Допускаются сокращенные наименования реакторов в соответствии с формой обмотки и способом защиты элементов реактора от вредных воздействий его магнитного поля или ослабления внешнего поля, в частности… …   Справочник технического переводчика

  • реактор помехоподавления — Реактор, предназначенный для работы в устройстве ограничения радиопомех, включаемом последовательно в фазу или линию [ГОСТ 18624 73] реактор помехоподавления Ндп. радиореактор По ГОСТ 18624 73 [ГОСТ 19350 74] реактор помехоподавления [Лугинский Я …   Справочник технического переводчика

  • РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ — ядерный реактор, в котором сжигание ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реакторе размножителе нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (напр., 239Pu), взаимодействуют с ядрами… …   Большой Энциклопедический словарь

  • реактор — а, м. reacteur m., нем. Reaktor, англ. reactor. 1. техн. Катушка самоиндукции. Уш. 1939. || расш. Аппарат или установка, действующие на основе различных типов физико химических реакций. Атомный реактор. Химический реактор. Ож. 1986. 2. жрр., угол …   Исторический словарь галлицизмов русского языка

  • реактор с водой под давлением — Ндп. реактор давления Ядерный реактор, в процессе работы которого теплоотвод от активной зоны, в основном, осуществляется водой с температурой ниже температуры насыщения. [ГОСТ 23082 78] Недопустимые, нерекомендуемые реактор давления Тематики… …   Справочник технического переводчика

  • реактор с линейной характеристикой — Реактор, веберамперная характеристика которого практически линейна при токах до значений, во много раз превышающих номинальный Примечание. Динамическая индуктивность не должна изменяться более чем на 5% при изменении тока от 2% номинального до… …   Справочник технического переводчика

  • реактор с нелинейной характеристикой — Реактор с существенно нелинейной веберамперной характеристикой, нелинейность которой необходима для выполнения реактором его основных функций [ГОСТ 18624 73] Недопустимые, нерекомендуемые нелинейный реактор Тематики реактор электрический… …   Справочник технического переводчика

  • Реактор со смешанным спектром — реактор, в котором спектр нейтронов сильно различается в разных частях реактора. В этом случае однозначная классификация реактора затруднительна. Наиболее перспективный вариант реактора со смешанным спектром это реактор на тепловых нейтронах с… …   Википедия


Поделиться ссылкой на выделенное

Прямая ссылка:
Нажмите правой клавишей мыши и выберите «Копировать ссылку»