БР-5: первый энергетический реактор на быстрых нейтронах¶

БР-5 — первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, построенный в СССР и введённый в эксплуатацию в 1959 году на территории Физико-энергетического института (ФЭИ) в городе Обнинске Калужской области. Реактор стал экспериментальной базой для отработки технологий натриевого охлаждения и замкнутого ядерного топливного цикла, которые впоследствии легли в основу промышленных энергоблоков БН-350, БН-600 и БН-800.

¶История создания

Разработка БР-5 началась в середине 1950-х годов в рамках советской программы по освоению быстрых нейтронов. Инициатором и научным руководителем проекта выступил Александр Ильич Лейпунский, директор ФЭИ. Целью было создание установки, способной продемонстрировать возможность наработки плутония из урана-238 и эффективного использования природного урана.

Строительство реактора велось с 1956 по 1958 год. Физический пуск состоялся в январе 1959 года, а выход на номинальную мощность — в июне того же года. Установка размещалась в отдельном здании на территории института и изначально проектировалась как исследовательская, однако её конструктивные решения и масштабы позволяли рассматривать её как прототип будущих энергетических агрегатов.

¶Конструкция и технические характеристики

БР-5 представлял собой реактор на быстрых нейтронах с тепловой мощностью 5000 кВт (5 МВт), электрическая мощность не вырабатывалась — вся теплота рассеивалась в атмосферу через систему воздушного охлаждения. Активная зона имела диаметр около 300 мм и высоту 350 мм.

Ключевой особенностью стало использование в качестве теплоносителя жидкого натрия. Натрий обладает высокими теплофизическими свойствами, не замедляет нейтроны и позволяет поддерживать жёсткий нейтронный спектр, необходимый для работы на быстрых нейтронах. Топливом служил диоксид урана (UO₂) с обогащением по урану-235 около 20 %, а также экспериментальные сборки с металлическим ураном и плутонием.

Реактор имел две петли циркуляции натрия: первичный контур (радиоактивный) и вторичный (промежуточный), что исключало прямой контакт радиоактивного натрия с воздухом. Тепло от вторичного контура сбрасывалось в атмосферу через теплообменники «натрий-воздух».

¶Эксплуатация и модернизации

Первоначальная загрузка активной зоны использовала металлическое урановое топливо, однако уже к началу 1960-х годов выявились проблемы с распуханием металлического урана под облучением. В 1962 году реактор был остановлен для перегрузки и переведён на оксидное топливо. В 1973 году установка подверглась масштабной реконструкции: мощность была повышена до 8 МВт, а реактор получил обозначение БР-5М.

За годы работы на БР-5 были проведены тысячи экспериментов, включая:

• испытания различных видов топлива (оксидного, карбидного, нитридного, металлического);
• исследования совместимости натрия с конструкционными материалами;
• отработка технологии переработки отработавшего ядерного топлива;
• наработка плутония для исследовательских целей.

Реактор работал вплоть до 2002 года, когда был окончательно остановлен. В 2003 году начались работы по выводу установки из эксплуатации, включая выгрузку топлива и очистку натриевых контуров.

¶Научное и практическое значение

БР-5 стал ключевым звеном в цепочке советских исследований по быстрым реакторам. Опыт, полученный при его проектировании, строительстве и эксплуатации, был использован при создании более мощных установок:

• БР-10 — модернизированная версия с увеличенной мощностью, работавшая в Обнинске;
• БОР-60 — исследовательский реактор в Димитровграде (1968);
• БН-350 — первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (Актау, Казахстан, 1973);
• БН-600 — промышленный энергоблок на Белоярской АЭС (1980);
• БН-800 — действующий энергоблок на Белоярской АЭС (2015).

На БР-5 впервые в мировой практике была экспериментально подтверждена возможность работы реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем в течение длительного времени, что доказало надёжность этой технологии. Установка также использовалась для облучения материалов и изотопных мишеней.

¶Закрытие и современное состояние

После остановки в 2002 году реактор был переведён в режим длительного хранения. К 2010-м годам были завершены основные этапы вывода из эксплуатации: выгружено топливо, осушены и промыты натриевые контуры, демонтировано вспомогательное оборудование. Здание реактора сохраняется на территории ФЭИ как памятник атомной науки и техники. Опыт, накопленный при ликвидации натриевой установки, используется при планировании вывода из эксплуатации более крупных реакторов типа БН.

¶Источники

• Лейпунский А. И. и др. Опыт эксплуатации реактора БР-5 // Атомная энергия, 1965.
• Материалы Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского (ФЭИ), Обнинск.
• Отчёт МАГАТЭ по быстрым реакторам с жидкометаллическим теплоносителем, 1970-е годы.