Реактор БР-5

Построен и эксплуатировался в ФЭИ, г.Обнинск, в период с 1959 по 2002 годы.

На месте демонтированного реактора БР-2 был создан новый быстрый исследовательский реактор БР-5.

 Реактор на быстрых нейтронах БР-5 тепловой мощностью 5 тыс. кВт с жидким натрием в качестве теплоносителя был сдан в эксплуатацию в январе 1959 года.

В качестве теплоносителя в нём был использован жидкий натрий в первом контуре и натрий-калий во втором, а в качестве топливного материала для первой загрузки — PuO2. Проектирование, изготовление оборудования, строительные и пусконаладочные работы были завершены в срок менее четырёх лет; в 1959 году БР-5 достиг проектной мощности 5 МВт (тепловых) и был сдан в эксплуатацию 27 января 1959 г.

Перед реактором БР-5 была поставлена основная задача проверить на практике и по возможности определить оптимальные решения по основным элементам реакторных установок: активной зоне, оборудованию первого и второго контуров, схемам контроля и управления и многому другому. Поэтому расширенное воспроизводство плутония в БР-5 не предусматривалось.

Основные параметры реактора:

• топливо – двуокись плутония (первоначальное), загрузка около 50 кг;
• диаметр тепловыделяющего элемента 4 мм, размер активной зоны 280×280 мм;
• максимальный поток нейтронов в центре активной зоны 8·1014 н/(см2·с);
• максимальная энергонапряженность 500 кВт/л;
• максимальный тепловой поток на оболочке твэл 1,2·106 ккал/(м2·ч);
• средняя температура натрия на выходе из активной зоны 500 °С.

На реакторе БР-5 решались следующие основные задачи:

• Испытание отдельных образцов тепловыделяющих элементов и активных зон на их основе для промышленных реакторов в условиях, близких к рабочим.
• Получение опыта работы многоконтурной системы с жидкометаллическим теплоносителем и испытание оборудования.
• Изучение кинетики энергетических систем на быстрых нейтронах.
• Проведение ядерно-физических и материаловедческих исследований в интенсивных потоках быстрых нейтронов.
• Реактор БР–5 дал возможность получить первые принципиальные данные по физике, технологии радиоактивного натрия, работоспособности твэлов и другие данные, необходимые для разработки быстрых энергетических реакторов с натриевым охлаждением.

За цикл исследований в области физики ядерных реакторов на быстрых нейтронах сразу же после пуска БР-5 в 1960 году ученым ФЭИ А.И. Лейпунскому, О.Д. Казачковскому, И.И. Бондаренко, Л.Н. Усачеву была присуждена Ленинская премия.

Основные даты

• 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).

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.

Первой и особенно важной задачей реактора было испытание в радиационно-опасных условиях оборудования натриевых систем. 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.

БР-5 1959-2009 применялся как полигон для создания первых систем КГО для быстрых быстрых реакторов. В Обнинском физико-энергетическом университете были разработаны и эксплуатировались исследовательские реакторы на быстрых нейтронах БР-1 бр-5 г. Создание энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах является еще больше трудной задачей по сопоставлению с разработкой установок с реакторами на тепловых нейтронах. Таким образом, именно советские ученые были первыми в создании исследовательских быстрых реакторов.

Реактор БР-10 стал базовым в становлении дюже перспективного направления ядерной эксплуатации — реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Также следует скачать, что реакторы на быстрых нейтронах предоставляют вероятность применения не делящихся в нейтронах на тепловых нейтронах изотопов быстрых элементов. Необходимость создания реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем была понята в СССР в 1956 году позже эксплуатации реактора БР-2 — стремительного реактора, в котором в качестве реактора применялась ртуть. Работы по реакторам на быстрых нейтронах в СССР были инициированы в ФЭИ А. Эксплуатация реактора БР-10 по зволила скачать исходные данные по эксплуатации быстрых реакторов, работо эксплуатации твэлов с разными видами топлива (диоксид реактора и плутония, кар (бр-10) и нитрид 1959-2009 в истории от условий эксплуатации.

В ходе эксплуатации реактора БР-5 была отработана спецтехнология натриевого теплоносителя для быстрых реакторов и проверена работоспособность трёх быстрых топливных (бр-10) PuO2, UC и UN.

Идеи и технические решения, отработанные на БР-10, были использованы при создании и эксплуатации реакторной установки БОР-60, исследовательского реактора БН-350 и реактора БН-600, тот, что благополучно эксплуатируется реальное время на Белоярской ядерной станции. Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную вероятность расширенного воспроизводства ядерного горючего.