WikiSort.ru - Не сортированное

ПОИСК ПО САЙТУ | о проекте
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.

История

БР-2

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] БР-2 проработал всего около года.

Проектирование

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

  • Проектирование и строительство
    • 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.
  • Эксплуатация
    • 21 июля 1959 года — выход на проектную мощность 5 МВт (тепловых).
    • До 1964 года работал на оксидном плутониевом топливе.
    • 1965—1971 года — топливо карбид урана.
    • 1973 год — реконструкция реактора БР-5 и преобразование его в реактор БР-10.
    • 1973—1979 года — оксидное плутониевое топливо.
    • 1983—1997 года — нитридное урановое топливо.
    • 4 октября 2002 года — завершение работы реактора БР-10.
  • Демонтаж

Краткое описание

Параметр Значение Источник
Топливо Двуокись плутония PuO2 http://www.ippe.ru/podr/ippe1/rpr/3-2rpr.php
Размер активной зоны 280*280 мм http://www.ippe.ru/podr/ippe1/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.[5] 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.[6]

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.[7] БР-5 (БР-10) использовался как полигон для создания первых систем контроля герметичности оболочек ТВЭЛов 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.[8]

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.[9]

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.[10]

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.[11]

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. ↑ БР-10 — полигон для отработки технологий вывода
  6. ↑ Юбилейный сборник, Стр.70.
  7. ↑ Юбилейный сборник, Стр.64-65.
  8. ↑ Юбилейный сборник, Стр.66.
  9. ↑ Публикация МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1531 «Fast Reactor Database», Стр.266
  10. ↑ Юбилейный сборник, Стр.58.
  11. ↑ Юбилейный сборник, Стр.59.

Данная страница на сайте WikiSort.ru содержит текст со страницы сайта "Википедия".

Если Вы хотите её отредактировать, то можете сделать это на странице редактирования в Википедии.

Если сделанные Вами правки не будут кем-нибудь удалены, то через несколько дней они появятся на сайте WikiSort.ru .



Текст в блоке "Читать" взят с сайта "Википедия" и доступен по лицензии Creative Commons Attribution-ShareAlike; в отдельных случаях могут действовать дополнительные условия.

Другой контент может иметь иную лицензию. Перед использованием материалов сайта WikiSort.ru внимательно изучите правила лицензирования конкретных элементов наполнения сайта.

2019-2024
WikiSort.ru - проект по пересортировке и дополнению контента Википедии