BR-5 (reaktor)

A BR-5 egy gyorsneutronos  kutatási atomreaktor nátrium hűtőközeggel. 1959 és 2002 között az IPPE -ben, Obninskben épült és működött .

A BR-5 az első nem nulla teljesítményű nátriumreaktor a Szovjetunióban és Európában . 1973- ban, a rekonstrukció és a teljesítménynövelés után a reaktor új nevet kapott: BR-10 .

Történelem

BR-2

A nátriumhűtéses gyorsneutronreaktor létrehozásának szükségességét a Szovjetunióban 1956 -ban realizálták, miután a BR-2 projekt meghiúsult  - egy gyors reaktor, amelyben hűtőközegként higanyt használtak . A BR-2 működése során a fűtőelemek ( fűtőelemek ) burkolatán korróziós sérüléseket találtak , amelyeken keresztül a plutónium bejutott a hűtőközegbe. Ezen okok miatt a BR-2 reaktor működése megszűnt. [1] [2] A BR-2 csak körülbelül egy évig működött.

Tervezés

Az IPPE 85. számú épületében a leszerelt BR-2 helyett egy új BR-5 gyorsreaktort hoztak létre. Hűtőfolyadékként folyékony nátriumot , üzemanyagként PuO 2 -t használtak az első töltésnél . A tervezés, a berendezésgyártás, az építési munkák és az üzembe helyezés kevesebb mint négy év alatt befejeződött, és 1959-ben a BR-5 elérte az 5 MW (hő) tervezési kapacitást.

A BR-5 reaktor fő feladata az volt, hogy a gyakorlatban kidolgozza a jövő energia- és katonai gyorsreaktorai technológiájának elemeit - szivattyúkat, hőcserélő berendezéseket, nátrium-berendezéseket, üzemanyagcellákat, vezérlő- és védelmi rendszereket és még sok mást. Ezért a BR-5 nem irányozta elő a plutónium kiterjesztett nemesítését.

A BR-5 projektet a TsNII-58 védelmi intézet tervezőcsoportja készítette elő, amelyet az 1950-es évek végén S. P. Korolev [3] az OKB-1- be ruházott át . A tervezési munka ellenőrzését az IPPE felügyelő csoportja végezte.

Mérföldkövek

• Tervezés és kivitelezés
  • 1956 - műszaki előírások kidolgozása a BR-5 reaktor tervezéséhez.
  • 1956-1957 - a BR-5 reaktor projekt létrehozása.
  • 1957-1958 - BR-5 berendezések gyártása és telepítése a zárt BR-2 reaktor épületében.
  • 1958. július 25. - a BR-5 reaktor fizikai elindítása hűtőfolyadék nélkül.
  • 1959. január 27. - a BR-5 reaktor fizikai elindítása hűtőközeggel, a reaktor működésének megkezdése.
• Kizsákmányolás
  • 1959. július 21. - elérte az 5 MW (termikus) tervezési teljesítményt.
  • 1964-ig plutónium-oxid üzemanyaggal dolgozott.
  • 1965-1971 - urán-karbid üzemanyag.
  • 1973 - a BR-5 reaktor rekonstrukciója és átalakítása BR-10 reaktorrá.
  • 1973-1979 - plutónium-oxid üzemanyag.
  • 1983-1997 - urán-nitrid üzemanyag.
  • 2002. október 4. - a BR-10 reaktor befejezése.
• Szétszerelés

Rövid leírás

Rekonstrukció és átalakítás BR-10-re

1971 májusában (más források szerint júniusban) a BR-5 reaktort rekonstrukció céljából leállították, hogy teljesítményét 10 MW-ra (termikus) növeljék. [4] Két éven belül a reaktor szinte minden fő berendezését kicserélték, beleértve a szivattyúkat és a hurokcsatornákat, további biológiai árnyékolást szereltek fel, és új fűtőelemeket gyártottak. Arról is döntöttek, hogy felhagynak a nátrium-kálium ötvözet használatával a reaktor második körében. Különféle vállalkozások és szervezetek, amelyek a Sredmash részét képezték, részt vettek ezekben a munkálatokban, mint például az Ordzhonikidze üzem , a VNIINM , a NIIEFA és még sokan mások.

1973 májusában a modernizált BR-10 reaktort fizikailag elindították. Megállapítást nyert, hogy a reaktor nem tud 6-6,5 MW-ot meghaladó (termikus) teljesítménnyel működni. Az 1979 -től 1983- ig tartó időszakban folytatódott a létesítmény rekonstrukciója, amely végül lehetővé tette a 8 MW (termikus) teljesítmény elérését. 1983 - tól élettartama végéig a BR-10 reaktor urán-mononitrid üzemanyaggal működött .

Leállítás

2002 decemberében a BR-10 működése megszűnt. A reaktort véglegesen leállították, és megkezdődött a leszerelésének előkészítése. [5] Az előkészítő munkák magukban foglalták a mag üzemanyag -mentesítését, a nátrium levezetését az áramkörökből és egyéb műveleteket.

A BR-10 leszerelési projektet 2008 -ban hagyták jóvá . A projekt biztosítja, hogy a reaktor kivételével valamennyi rendszer berendezéseinek leszerelése 2020 -ig elkészüljön . A reaktor 50 évig felügyelet alatt marad. Ez idő alatt aktivitása olyan értékekre csökken, amelyek lehetővé teszik a reaktor biztonságos szétszerelését. [6]

A munka főbb eredményei

A BR-5 (BR-10) reaktor működése során kidolgozták az atomreaktorok nátrium-hűtőtechnológiáját, és három különböző fűtőanyag összetételű: PuO 2 , UC és UN teljesítményét tesztelték. Több mint 200 kísérleti szerelvényt sugároztak be különféle tüzelőanyagokkal, szerkezeti és elnyelő anyagokkal. [7] A BR-5-öt (BR-10) teszthelyként használták a gyors nátriumreaktorok első tüzelőanyag -burkolatának tömítettségét ellenőrző rendszerének létrehozásához.

A BR-5-höz (BR-10) kapcsolódó gyógyászati ​​komplexumban 1985-2001 között mintegy 500 daganatos beteget kezeltek sugárterápiás módszerekkel. [nyolc]

Figyelemre méltó események

1961

A reaktort hat hónapra leállították a hűtőközeg aktivitásának megnövekedése miatt, amelyet az üzemanyagrudakból a benne lévő hasadási töredékek okoztak. Mielőtt a reaktort újra üzembe helyezték volna, az üzemanyagrudakat, a zónát és a primer kört fertőtlenítették . [9]

1984

A reaktort három hónapra le kellett állítani az egyik alkalmazott hanyagsága miatt, aki a reaktorfedelén végzett munka közben elfelejtett egy kulcscsomót a kezeslábaszsebéből kivenni a lakáshoz. A billentyűk kiestek és beszorultak a szabályozók körzetében lévő résbe, ami megzavarta a berendezés normál működését. A kulcsok kihúzásához speciális mechanikus eszközöket kellett készíteni. [tíz]

1986

Április 25-én az egyik helyiségben a személyzet hibája miatt a vezetékből kiszivárgott nátriumban keletkezett tűz. A tüzet azonnal eloltották. A reaktor visszaállítása előtt a sérült kábeleket ki kellett cserélni. [tizenegy]

Linkek

• BR-5 kutatóreaktor
• NAÜ-kiadvány IAEA-TECDOC-1531 "Fast Reactor Database", 266-269.
• Jubileumi konferencia "A BR-5 (BR-10) reaktor kutatásától a demonstrációs és energiagyors reaktorok projektjéig"

Jegyzetek

1. ↑ Jubileumi gyűjtemény. A BR-5 (BR-10) gyorsneutronkutató reaktor keletkezésének és működésének történetéről. 1959-2009 Cikkek, emlékiratok, fényképes dokumentumok. / Az Orosz Föderáció Állami Tudományos Központja-IPPE A. I. Leipunszkij. - Obninsk, SSC RF-IPPE, 2009. - P.3.
2. ↑ A BR-2 reaktor leállításának okairól eltérő a vélemény, vagyis hogy elkészült a BR-2 reaktor fizikai méréseinek fő programja, amely lehetővé tette a jelentős rekonstrukciós döntés meghozatalát. . Lásd például E. A. Stumbur munkáját , amelyet 1997-ben készítettek, és a jubileumi gyűjtemény részeként a nyílt sajtóban megjelentek.
3. ↑ Kiemelt országos jelentőségű feladat: A nukleáris rakétafegyverek és a Stratégiai Rakétaerők létrehozásának történetéből (1945-1959): Szo. doc. / összeáll.: V. I. Ivkin, G. A. Sukhina. — M  .: ROSSPEN , 2010. — 1207 p. - ISBN 978-5-8243-1430-4 .
4. ↑ Jubileumi gyűjtemény, 47,51.
5. ↑ BR-10 - a kimeneti technológiák tesztelési terepe . Letöltve: 2017. április 8. Az eredetiből archiválva : 2017. április 9.. (határozatlan)
6. ↑ Jubileumi gyűjtemény, 70. o.
7. ↑ Jubileumi gyűjtemény, 64-65.
8. ↑ Jubileumi gyűjtemény, 66. o.
9. ↑ NAÜ IAEA-TECDOC-1531 "Fast Reactor Database" kiadvány, 266. oldal . Letöltve: 2009. március 8. Az eredetiből archiválva : 2017. március 31.. (határozatlan)
10. ↑ Jubileumi gyűjtemény, 58. o.
11. ↑ Jubileumi gyűjtemény, 59. o.