БОР-60 — многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах в НИИАР, г. Димитровград.

Строительство начато в 1965 году, в 1968 произведен физический пуск, через год — энергетический. Используется для изучения новых видов ядерного топлива, создания новых конструкционных материалов и теплоносителей ядерных реакторов, производства и изучения изотопов, испытаний оборудования для атомных электростанций. Наряду с ВК-50 (электрической мощностью 50МВт) один из двух реакторов в НИИАР , вырабатывающих электроэнергию.

Окончание работы реактора ожидается около 2020 года.

Тепловая мощность реактора 60 МВт, электрическая — 12 МВт (чистая 11МВт). Топливом является оксид урана (обогащенный до 45-90 % по урану-235) или смесь оксидов урана и плутония. Активная зона имеет высоту 45 см. Диаметр 40см. В качестве теплоносителя используется натрий, нагреваемый с 330°С до 530°С.

В реакторе БОР-60 ведется наработка Sr-89 и Gd-153, которые являются одними из основных изотопов, включенных в номенклатуру планируемого к созданию в Димитровграде Федерального Центра медицинской радиологии.

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае их аварийной разгерметизации мог возникнуть пожар. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР началось проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором натриевые трубопроводы большого диаметра отсутствовали и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора. Это позволило практически полностью исключить опасность разгерметизации первого натриевого контура, снизить пожарную опасность установки, повысить уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Исследовательская ядерная установка БОР-60 является одной из первых реакторных установок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.


Рис. 1. Технологическая схема РУ БОР-60

1 - реактор; 2, 5, 7, 11 - насосы первого и второго контура;

3, 10 - промежуточные теплообменники; 4, 8 - парогенераторы;

6 - воздушный теплообменник; 9 - турбина; 12 - ТФУ.

Схема РУ БОР-60 моделирует в полном объеме тепловую схему АЭС с РБН (трехконтурная схема, с возможностью выработки электроэнергии тепла для нужд теплоснабжения).

ИЯУ БОР-60 представляет собой установку с двухпетлевой трехконтурной схемой отвода тепла от реактора. Двухпетлевая схема I и II контуров обеспечивает расхолаживание реактора в случае выхода из строя оборудования или трубопроводов одной из петель. Теплоносителем в I и II контуре является натрий, III контур пароводяной, имеющий в своем составе турбогенератор (ТГ) и теплофикационную установку (ТФУ)


1 – входной патрубок

2 – входная камера,
3 – корзина,
4 – тепловая и нейтронная защита корпуса реактора,
5 – корпус,

6 –выходной патрубок

7 – опорный фланец,
8 –активная зона,

9 – привод СУЗ,

10 – перегрузочный канал,
11 – верхний опорный фланец,
12 – большая поворотная пробка,
13 – малая поворотная пробка.

Рис.2. Реактор БОР-60


ИР БОР-60 в настоящее время остается практически единственным на ближайшее время исследовательским реактором на быстрых нейтронах. Реактор обладает широкими экспериментальными возможностями для проведения исследовательских работ по различным направлениям.

В реакторе имеется специальный термометрический канал, позволяющий размещать экспериментальные устройства непосредственно в активной зоне с выводом информации об условиях облучения материалов по 30-50 линиям связи. Накоплен большой опыт по созданию и использованию различных инструментованных экспериментальных устройств, в том числе петель-ампул с принудительной и естественной циркуляцией, использующих в качестве теплоносителя натрий и тяжёлые металлы.

Реактор оснащён также двумя горизонтальными (ГЭК) и 9-ю вертикальными (ВЭК) каналами, расположенными за корпусом реактора. Вертикальные каналы используются, в основном, для облучения электротехнических материалов и радиационного легирования кремния. На рис.3 представлена картограмма загрузки реактора БОР-60

 



.

1 – входной патрубок

2 – входная камера,
3 – корзина,
4 – тепловая и нейтронная защита корпуса реактора,
5 – корпус,

6 –выходной патрубок

7 – опорный фланец,
8 –активная зона,

9 – привод СУЗ,

10 – перегрузочный канал,
11 – верхний опорный фланец,
12 – большая поворотная пробка,
13 – малая поворотная пробка.

Рис. 3. Картограмма активной зоны

 

Национальные разработки по быстрым реакторам

Первые два бридера появились в США: сначала появился стенд «Клементина» (работал с 1946−го по 1952 год в Лос-Аламосе), а в 1951 году — EBR-1 (experimental breeder reactor), который показал, что можно и вырабатывать электроэнергию, и воспроизводить топливо в одном устройстве.

Первый советский экспериментальный стенд нулевой мощности БР-1 был пущен в Обнинском ФЭИ в 1956 году и проработал два года, подтвердив возможность расширенного воспроизводства плутония. На реакторе БР-5 (после модернизации 1973 года — БР-10), работающем с 1959 года, были получены первые принципиальные данные, необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым охлаждением. В конце 50−х к лидерам атомной гонки поспешила присоединиться Англия с установкой DFR в Даунри.

Первый опытно-промышленный БР под названием «Энрико Ферми», построенный на озере Эри около Детройта, дал ток в 1965 году, правда, уже в 1966 году на нем произошла авария. После ее ликвидации станцию вновь запустили, но дела опять пошли неважно. Коэффициент использования установленной мощности равнялся 3,4% — установка выдавала чуть более 2 МВт электричества вместо запланированных 66. Поэтому в 1974 году на ее месте установили обычный тепловой реактор [13].

В СССР в 1970 году появился экспериментальный реактор БОР-60, который до сих пор снабжает теплом и электричеством Димитровград, а в 1973 году вступил в строй реактор, предназначенный для выработки электричества и тепла для опреснительной станции в прикаспийском городке Шевченко и остановленный нашими казахстанскими соседями уже в конце 90−х.

Впрочем, массового ввода промышленных быстрых реакторов так и не произошло. В 70−х годах при президенте Картере американцы отказались от строительства бридеров, обосновав это тем, что из-за возможности выработки высококачественного плутония их эксплуатация могла привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия.

По мнению некоторых экспертов, еще одним препятствием на пути развития технологий БР в США стал энергетический кризис начала 70−х, возникший из-за дефицита органического топлива. Он до такой степени впечатлил американцев, что в течение пяти-шести лет, с 1970−го по 1975 год, они достраивают и пускают около сорока реакторов с суммарной установленной мощностью более 35 тыс. МВт (для сравнения — сейчас в России 30 энергоблоков мощностью около 22 тыс. МВт), предпочтя проверенные установки на тепловых нейтронах дорогостоящим недоработанным «быстрым» и «опасным» технологиям.

Ряд европейских стран продолжил исследования в области БР. Успех этих проектов сделал бы их рынки ядерного топлива, где не так много или вовсе нет разведанных запасов урана, достаточно независимыми от внешних поставщиков атомного сырья. Успешный опыт эксплуатации французской станции «Феникс», при строительстве которой использовались многие идеи, ранее воплощенные в советском промышленном реакторе БН-350, подвигнул Францию, Германию, Бельгию, Италию и Швейцарию на создание совместной АЭС «Суперфеникс» (SFX), которая была пущена в 1986 году. Оба реактора были устроены по так называемому интегральному типу (при такой схеме активная зона, насос и теплообменник первого контура находятся в одном корпусе), оба работали на диоксидном топливе и имели натриевый охладитель. Но на проектную мощность на «Суперфениксе» выйти не удалось, хотя его эксплуатация по выработке электроэнергии и признавалась экономически целесообразной.

Так или иначе, в XXI век с отработанными технологиями и успешным опытом эксплуатации не только экспериментальных, но и промышленных быстрых реакторов вошла только одна страна — Россия.

После чего США продолжали исследования и строительство быстрых реакторов (EBR-2, FERMI и FFTF). Пик развития энергетики по быстрым реакторам приходится примерно на 1980 год.

В это время экспериментальные реакторы работали во многих странах, например. Phénix и Superphénix во Франции, SNR-300 в Германии, MONJU в Японии, PFR в Великобритания, CRBR в США, BN-350 и BN-600 в СССР. В то время как интерес к быстрым реакторам возрастал в развивающихся странах, большинство развитых стран решили прекратить программы по быстрым реакторам. К 1994 США решило закрыть FFTF и EBR-2. Во Франции Superphénix был закрыт в конце 1998; в Германии SNR-300 был построен, но не пущен в эксплуатацию, KNK-2 был закрыт в 1991. В Великобритании PFR был закрыт в 1994, так же как и БН-350 в Казахстане в 1998. В то время просто не было никакой нужды в использовании быстрых реакторов. Сегодня, однако, интерес к ним значительно возрос [13].

Основные сложности развития быстрых реакторов заключаются в стоимости, безопасности, проблемах нераспространения и общественном восприятии.

Уменьшение стоимости может быть достигнуто через упрощение конструкций, серийного строительства, продление жизненного цикла, увеличение термодинамической эффективности и надежности. Многие из этих факторов связаны с дизайном ядерного реактора, топлива, теплоносителя и отдельных компонентов. Упрощение может быть достигнуто, например, устранением промежуточной системы теплопередачи. НИОКР в этой области ведутся в двух направлениях: по газо- и свинцовым теплоносителям. Использование гелия или свинца позволяет избежать проблем связанных с натрием: того, что натрий интенсивно реагирует с водой. Таким образом, использование гелия или свинца в качестве теплоносителя позволяет значительно упростить проектирование быстрого реактора.

ВКитае экспериментальный реактор CEFR находится в стадии строительства, ожидается, что критичности он достигнет в середине 2009. Топливом в нем является оксид урано-плутониевой смеси, а теплоносителем - натрий.

Следующей стадией китайской программы по быстрым реакторам является строительство 600 Мвт экспериментального быстрого реактора CPFR и демонстрационного быстрого реактора CDFR мощностью 1000-1500 Мвт.

Франция построила 250 Мвт демонстрационный быстрый реактор Phénix и 1200 МВТ демонстрационный быстрый реактор Superphénix. Оба реактора используют МОКС топливо и натрий в качестве теплоносителя. Phénix достиг критичности в 1973 и все еще находится в эксплуатации.

Решение закрыть Superphénix было связано с низкими ценами на уран в 90-ых годах 20 века.

Основные НИОКР во Франции направлены на развитие быстрых реакторов с замкнутым ядерным циклом, особенно на те, где в качестве теплоносителя используется натрий. Эти реакторы способны оптимизировать использование природного урана и уменьшить количество высокоактивных радиоктивных отходов.

Индия имеет ограниченные ресурсы урана, но приблизительно 32 % всемирного запаса тория (Th). Поэтому Индия развивает три ядерных направления, от тяжелых водных реакторов (HWRs), использующих естественный уран, до быстрых реакторов, использующих U и Pu, и совремменых реакторных систем, основанных на Th.

Если Индия будет использовать имеющийся у нее уран на реакторах с тяжелой водой, то его запасов хватит примерно на 40 лет. То же самое количество урана, используемого на быстрых реакторах, хватит примерно на 100 лет. Запасы тория в Индии таковы, что при его правильном использовании Индия может обеспечить себя электроэнергией на многие века.

Сегодня в Индии действует экспериментальный быстрым реактор FBTR, строится демонстрационный быстрый реактор PFBR.

После ввода в эксплуатацию PFBR, Атомное Агентство по ядерной энергеике Индии планирует строительство четырех быстрых реакторов мощностью 500 МВТ с улучшенными показателями по экономике и безопасности.

Комиссия по ядерной энергииЯпонии в октябре 2005 одобрила документ по ядерной энергетической политике, который подчеркнул особое значение развития быстрых реакторов и их технологий топливного цикла.

Экспериментальный быстрый реактор JOYO достиг критичность в 1977. Это обеспечило основу для усовершенствований технологий по быстрым реакторам.

MONJU – быстрый реактор с натриевым теплоносителем, работающий на урано-плутониевом топливе. Впервые MONJU достиг критичности в апреле 1994, а первая электроэнергия выработана в августе 1995. Однако, в декабре 1995 произошла утечка натрия. Вскоре планируется перезапуск MONJU.

ВЮжной Корее начало исследований по быстрых реакторных относится к 1992, когда Комиссия по ядерной энергии Кореи одобрила план относительно ракторов на быстрых нейтронах. В феврале 2007 был подготовлен проект KALIMER-600 – проект современного быстрого реактора с натриевой системой охлаждения.

Главной технической особенностью проекта KALIMER-600 является сейсмически устойчивое здание реактора.

Вернуться на главную