Первый быстрый энергетический

27 февраля 1980  года на Белоярской АЭС был осуществлен физический
пуск реактора на быстрых  нейтронах  БН-600.

Одним из основных лейтмотивов зарождения ядерной энергетики являлась ограниченность разведанных запасов органического топлива. При нынешних объемах потребления, нефти хватит на 50, а газа – на 60 лет.

Возможность использования воды в качестве теплоносителя делает АЭС с ядерными реакторами  на тепловых (обладающих скоростями около 2 км/сек.)  нейтронах наиболее простыми  и рентабельными.

Однако, при сохранении нынешних темпов развития  ядерной энергетики, существенное повышение мировых цен  на ядерное топливо – вопрос ближайших десятилетий, а в течении ближайшего века разведанные запасы природного урана будут полностью исчерпаны.

Необходимость использования толстых слоев  замедлителей обуславливает существенные габариты ядерных  реакторов на тепловых  нейтронах. Это,  в свою очередь, кардинально  ограничивает круг  их возможного применения.

Более того, отработанное  топливо таких реакторовх составляет существенную часть производимых сегодня  ядерных отходов. Наибольшие трудности связанны с наличием в этих отходах долгоживущих  высокорадиоактивных трансурановых элементов (минорных актинидов).

Высокая активность и измеряемые сотнями тысяч лет периоды полураспада минорных актинидов превращают  обеспечение безопасности  хранение ядерных отходов в существенную проблему. Это обусловлено тем, что сроки эксплуатации предназначаемых для этого хранилищ должны быть соизмеримы с возрастом нашей цивилизации.

Альтернативный путь развития ядерной энергетики состоит в использовании реакторов на быстрых (обладающих скоростями около 20 000 км/сек.) нейтронах.

Выдающийся вклад в развитие данного направления внес академик  Александр Ильич Лейпунский  (1903-1972). Ему принадлежит ряд экспериментальных работ, впоследствии  позволивших  создать ядерные  энергетические установки на быстрых нейтронах  военного и гражданского назначения.

Для физического моделирования ядерных реакторов на быстрых нейтронах в ФЭИ было создано два быстрых физических стенда (БФС).

Корпус, введенного в эксплуатацию в 1961 году, стенда БФС-1  представляет собой вертикальный стальной бак диаметром 2 и высотой 2.2 м., содержащий около  1 500 стальных или алюминиевых трубок диаметром 50 мм.  В эти  трубки  загружаются таблетки топливных, конструкционных материалов, или   теплоносителя в том порядке, количестве и пропорциях, в которых они входят в состав активных зон моделируемых ядерных реакторов.

На БФС;1 изучались модели активных зон исследовательских  ядерных реакторов ИБР;2 и БОР;60, впоследствии установленных в Дубне и в Димитровграде, соответственно. Были выполнены исследования для  обоснования безопасной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым, свинцово-висмутовым и свинцовым теплоносителем.

Введенный в эксплуатацию в 1969 году и,  остающейся крупнейшем в мире, стенд БФС;2, также представляет собой цилиндрический бак. При диаметре -  5 и высоте 3 м, он содержит около 10 тыс. трубок  (топливных каналов).

В 1960-1964 гг. в ФЭИ были разработаны эскизный и два технических проекта первого в мире – трехсотпятидесятимегаваттного промышленного ядерного реактора БН - 350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. 16 июля  1973 года на Мангышлакском энергокомбинате  единственный реактор  данного типа был введен в строй.

В 1963 году Физико – энергетический институт выпустил первое техническое задание на разработку проекта более мощного – шестисотмегаваттного ядерного  реактора на быстрых нейтронах  БН-600. За четыре года  горьковским  Опытно – конструкторским  бюро атомного машиностроения им. И. А. Африкантова данное проектное задание было выполнено.

Согласно проекту, масса ядерного реактора в сборе составила 3 900 т.,                из них 8.5 т. приходилось на ядерное топливо и 1 900 т. – на, используемый в качестве теплоносителя, натрий.

Корпус ядерного реактора представляет собой бак цилиндрической формы из  нержавеющей стали толщиной 20 мм., диаметром 12.8 и высотой 12.6 м.
Диаметр и высота, напоминающей хоккейную шайбу, активной зоны составляют: 2.06 и 0.75 м., соответственно.

Техническая сложность основных систем ядерного реактора, применение в качестве теплоносителя, химически  агрессивного натрия при  температурах: 320 – 550;С, высокая энергонапряженность активной зоны требовали нетривиальных инженерных решений для обеспечения безопасности.

Признанное лидерство в решении данных задач принадлежало ученым физико-энергетического института. В их числе: специалист в области теплофизики жидких металлов  П. Л. Кириллов, специалист по очистке натрия Ф. А. Козлов, руководитель лаборатории моделирования теплогидравлических процессов П. А. Ушаков, специалист по проблемам горения натрия А. В. Дробышев, специалист по теплогидравлическим процессам Л. А. Кочетков  и  специалист по вероятностным аспектам безопасности   Р. П. Баклушин.

Реактор БН-600, равно, как и более мощные реакторы на быстрых нейтронах:            БН-800 и БН-1200, имеет так называемую интегральную компоновку, при которой все основное оборудование и трубопроводы первого контура находятся внутри корпуса.

Окруженный равнопрочным страховочным кожухом, реактор БН-600 размещается в бетонной шахте диаметром 15 м.

Активная зона реактора заполнена шестигранными тепловыделяющими сборками с обогащенной по урану до 17-26% .
 
Использование натрия обуславливало высокие требования к качеству строительства здания энергоблока и монтажа его оборудования.   

Наличие на Белоярской АЭС опытных строителей, в первую очередь, первоклассных сварщиков во многом определило место для будущего первенца быстрой ядерной энергетики.

Строительство третьего энергоблока Белоярской АЭС с ядерным  реактором           БН - 600 началось в 1968 году, и продолжалось 10 лет. 

Пуско-наладочные работы на реакторе БН-600 проводились с декабря 1978 года по март 1980 года.  Шло накопление и очистка теплоносителя, разогрев реактора до 180-250 ;С и наполнение его натрием.

28 декабря 1979 года началась загрузка в реактор тепловыделяющих сборок.

Ко времени физического пуска реактора БН-600 сложилось правило, обязывающее представителей ведущих организаций (в данном случае, ФЭИ) принимать непосредственное участие в начале эксплуатации своих детищ.

На вводимые в строй ядерные  реакторы новых типов командировались, игравшие ключевую  роль, ведущие физики, а также специалисты по теплогидравлическим, механическим и иным процессам.

Научным руководителем пуска ядерного реактора БН-600 был выдающийся обнинский физик Ю. А. Казанский (1930 – 2026). Разработка программы физического пуска нового ядерного  реактора, естественным образом, порождала конфликт интересов. Ученые стремились  максимизировать объем, проводимых во время пуска, экспериментов с целью сбора информации, необходимой для развития данного направления. Руководство Белоярской АЭС в лице директора  В. М. Невского (1927-1982) во главу угла ставило обеспечение безопасности.

Благодаря упорству Ю. А. Казанского, высокому профессионализму и человеческим качествам главного инженера Белоярской АЭС                В. И. Купного (1934 - 2023) удалось выполнить около 80% намеченных экспериментов.

В ходе, состоявшегося 27 февраля 1980 года, физического пуска, были исследованы важные параметры системы аварийной защиты реактора БН-600, уточнено пространственное распределение нейтронных потоков в тепловыделяющих сборках, исследован температурный  эффект реактивности, составлена картограмма мощностей радиоактивного излучения по всем помещениям энергоблока.

8 апреля 1980 года, оснащенный реактором БН-600, третий энергоблок Белоярской АЭС встал под промышленную нагрузку.  Ввиду того, что в данном энергоблоке вырабатывался пар с температурой 505 ;С и давлением 140 бар (против 70 бар в энергоблоках с реакторами на тепловых нейтронах), для него были спроектированы особые турбины.
 
Эксплуатацией энергоблока с БН-600 была показана возможность   длительной,  эффективной и безопасной работы мощных ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

Более того, данный  энергоблок имел привлекательные экономические показатели:  стоимость производимой им электроэнергии оказалась  на 30 % ниже среднего тарифа.

В 1995 году на реакторе БН – 600 возникли проблемы с системой перезагрузки топлива. Из-за этого, реактор был остановлен на модернизацию и ремонт. После возобновления работы реактора, на нем было проведено, необходимое для работ над замкнутым топливным циклом, испытание новых тепловыделяющих сборок со смешанным оксидным топливом.

 8 апреля 2010 года закончился проектный, 30-летний срок эксплуатации энергоблока с реактором БН-600.  На данный момент этот срок продлен до 2040 года.

22 апреля 1999 года постановлением правительства Казахстана был остановлен, находившийся на Мангышлакском энергокомбинате, ядерный  реактор БН-350. В рамках выведения установки из эксплуатации, из нее было выгружены ядерное топливо и натрий. Проводится демонтаж основных конструкций.

Таким образом, БН-600 стал старейшим отечественным действующим ядерным  реактором на быстрых нейтронах. Его эксплуатация позволила создать необходимую  базу для проектирования более мощных и совершенных реакторов на быстрых нейтронах: БН-800, БН-1200 и БРЕСТ ОД - 300.

Подводя итоги, можно отметить, что, физический пуск ядерного реактора БН-600  стал знаковым этапом становления нового перспективного направления ядерной энергетики и позволил сделать очередной шаг к замкнутому топливному циклу.