BR-5 | |
---|---|
BR-10 | |
Ilustrație pentru articol de pe site-ul oficial | |
Tip reactor | Pe neutroni rapizi |
Scopul reactorului | Cercetarea tehnologiei |
Specificatii tehnice | |
lichid de răcire | sodiu |
Putere termala | 5 M W |
Dezvoltare | |
Proiect | 1956 - 1957 |
Partea stiintifica | IPPE |
Dezvoltator de întreprinderi | TsNII-58 |
Construcție și exploatare | |
Construcția primului eșantion | 1957-1958 |
Locație | IPPE , Obninsk |
start | 25 iulie 1958 |
Exploatare | 1958 - 2002 |
Reactoarele construite | unu |
alte informații | |
Site-ul web | Pagina de pe site-ul oficial IPPE |
BR-5 este un reactor nuclear de cercetare cu neutroni rapidi cu un lichid de răcire cu sodiu. A fost construit și operat la IPPE , Obninsk , din 1959 până în 2002 .
BR-5 este primul reactor de sodiu cu putere diferită de zero din URSS și Europa . În 1973, după reconstrucție și creșterea puterii , reactorul a primit un nou nume BR-10 .
Necesitatea creării unui reactor cu neutroni rapidi răcit cu sodiu a fost realizată în URSS în 1956 , după eșecul proiectului BR-2 - un reactor rapid în care mercurul a fost folosit ca lichid de răcire . În timpul funcționării BR-2, s-au constatat daune de coroziune la acoperirile elementelor de combustibil ( tije de combustibil ), prin care plutoniul a intrat în lichidul de răcire. Din aceste motive, funcționarea reactorului BR-2 a fost încetată. [1] [2] BR-2 a funcționat doar aproximativ un an.
În locul BR-2 demontat în clădirea nr. 85 a IPPE, a fost creat un nou reactor rapid BR-5. Sodiu lichid a fost folosit ca lichid de răcire, iar PuO2 a fost folosit ca material combustibil pentru prima încărcare . Proiectarea, fabricarea echipamentelor, lucrările de construcție și punerea în funcțiune au fost finalizate în mai puțin de patru ani, iar în 1959 BR-5 a ajuns la o capacitate de proiectare de 5 MW (termic).
Sarcina principală a reactorului BR-5 a fost să elaboreze în practică elementele tehnologiei viitoarelor reactoare de putere și militare rapide - pompe, echipamente de schimb de căldură, echipamente de sodiu, pile de combustie, sisteme de control și protecție și multe altele. Prin urmare, reproducerea extinsă a plutoniului nu a fost avută în vedere în BR-5.
Proiectul BR-5 a fost pregătit de echipa de proiectare a TsNII-58 , un institut de apărare transferat la sfârșitul anilor 1950 la OKB-1 de către S.P. Korolev [3] . Controlul asupra lucrărilor de proiectare a fost efectuat de către grupul de supraveghere din IPPE.
Parametru | Sens | Sursă |
---|---|---|
Combustibil | Dioxid de plutoniu PuO2 | http://www.ippe.ru/podr/ippe1/rpr/3-2rpr.php |
Dimensiunea miezului | 280*280mm | http://www.ippe.ru/podr/ippe1/rpr/3-2rpr.php |
Putere BR-5 BR-10 |
5 MW (termic) 6 MW (termic) înainte de 1983 8 MW (termic) după 1983 |
Colectie aniversara |
În mai (conform altor surse, în iunie) 1971, reactorul BR-5 a fost oprit pentru reconstrucție pentru a-și crește puterea la 10 MW (termic). [4] În decurs de doi ani, aproape toate echipamentele principale ale reactorului au fost înlocuite, inclusiv pompele și canalele bucle, au fost instalate ecrane biologice suplimentare și au fost fabricate noi elemente de combustibil. De asemenea, s-a decis să se renunțe la utilizarea aliajului de sodiu-potasiu în a doua buclă a reactorului. La aceste lucrări au participat diverse întreprinderi și organizații care făceau parte din Sredmash - cum ar fi uzina Ordzhonikidze , VNIINM , NIIEFA și multe altele.
În mai 1973, reactorul modernizat, numit BR-10, a fost lansat fizic. S-a constatat că reactorul nu putea funcționa la o putere mai mare de 6-6,5 MW (termică). În perioada 1979-1983 s-a continuat reconstrucția instalației, ceea ce a permis până la urmă atingerea unei capacități de 8 MW (termic). Începând din 1983 până la sfârșitul duratei sale de viață, reactorul BR-10 a funcționat cu combustibil de mononitrură de uraniu .
În decembrie 2002, operarea BR-10 a fost întreruptă. Reactorul a fost oprit definitiv și au început pregătirile pentru dezafectarea lui. [5] Lucrările pregătitoare au inclus alimentarea miezului , drenarea sodiului din circuite și alte operațiuni.
Proiectul de dezafectare BR-10 a fost aprobat în 2008 . Proiectul prevede finalizarea dezmembrării echipamentelor tuturor sistemelor, cu excepția reactorului în sine, până în 2020 . Reactorul va rămâne sub supraveghere timp de 50 de ani. În acest timp, activitatea sa va scădea la valori care să permită demontarea reactorului în condiții de siguranță. [6]
În timpul funcționării reactorului BR-5 (BR-10), a fost dezvoltată tehnologia de răcire cu sodiu pentru reactoarele nucleare și a fost testată performanța a trei compoziții diferite de combustibil: PuO 2 , UC și UN. Au fost iradiate peste 200 de ansambluri experimentale cu diferite combustibili, materiale structurale și absorbante. [7] BR-5 (BR-10) a fost folosit ca loc de testare pentru crearea primelor sisteme de control al etanșeității învelișului de combustibil pentru reactoarele rapide de sodiu.
În complexul medical conectat la BR-5 (BR-10), în perioada 1985-2001 , aproximativ 500 de bolnavi de cancer au fost tratați cu metode de radioterapie . [opt]
1961
Reactorul a fost oprit timp de șase luni din cauza creșterii activității lichidului de răcire cauzată de eliberarea fragmentelor de fisiune din barele de combustibil în el. Înainte ca reactorul să fie readus în funcțiune, barele de combustibil, miezul și circuitul primar au fost decontaminate . [9]
1984
Reactorul a fost nevoit să se închidă timp de trei luni din cauza neglijenței unuia dintre angajați, care a uitat să scoată o grămadă de chei de la apartament din buzunarul salopetei când lucra la capacul reactorului. Cheile au căzut și au rămas blocate într-un slot din zona regulatoarelor, ceea ce a interferat cu funcționarea normală a instalației. Pentru a extrage cheile, a fost necesar să se realizeze dispozitive mecanice speciale. [zece]
1986
Pe 25 aprilie, într-una dintre camere, a izbucnit un incendiu de sodiu care s-a scurs din conductă din cauza unei greșeli a personalului. Incendiul a fost stins cu promptitudine. Înainte de a readuce reactorul în funcțiune, a fost necesară înlocuirea cablurilor deteriorate. [unsprezece]
Reactoarele nucleare din URSS și Rusia | |||||||||||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Cercetare |
| ||||||||||
Industrial și cu scop dublu | Far A-1 AB(-1,-2,-3) AI OK-180 OK-190 OK-190M "Ruslan" LF-2 ("Lyudmila") SCC I-1 EI-2 ADE (-3,-4,-5) GCC IAD ADE (-1,-2) | ||||||||||
Energie |
| ||||||||||
Transport | Submarine Apă-apă VM-A VM-4 LA 5 OK-650 metal lichid RM-1 BM-40A (OK-550) nave de suprafață OK-150 (OK-900) OK-900A SSV-33 "Ural" KN-Z KLT-40 RITM-200 § RITM-400 § Aviaţie Tu-95LAL Tu-119 ‡ Spaţiu Muşeţel Fag Topaz Yenisei | ||||||||||
§ — sunt reactoare în construcție, ‡ — există doar ca proiect
|