Юрий Багдасаров: о легендах, ртути и натрии

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 15.05.2012

На вопросы электронного издания AtomInfo.Ru по истории отечественной быстрой программы отвечает Юрий Ервандович БАГДАСАРОВ - д.т.н., профессор, лауреат Государственной премии, орденоносец, научный руководитель реактора БР-10.

ПРОДОЛЖЕНИЕ ПОСЛЕ ФОТО

Юрий Багдасаров

Ртутный опыт

Юрий Ервандович, одна из самых малоизвестных страниц истории нашей быстрой программы - реактор БР-2. О нём можно прочитать только то, что был такой реактор, его построили, на нём начались проблемы и его быстро переделали в БР-5, сменив теплоноситель. Хотелось бы услышать про БР-2 из первых рук.

Я начал работать в 1954 году. Тогда уже понимали необходимость развития быстрых реакторов. Главный смысл таких установок заключается в том, что с их помощью можно использовать в 140 раз больше урана, чем на тепловых реакторах.

Можно сразу задать вопрос? Откуда в Советском Союзе узнали о возможностях быстрых реакторов?

Отвечу так. У нас в СССР абсолютно точно пионером этой идеи был Александр Ильич Лейпунский. Я могу подтвердить, и я сам тому свидетель, что Александр Ильич был инициатором развития быстрой программы и всеми силами продвигал это направление. Я не приемлю, когда роль Лейпунского стараются принизить.

Если же говорить о приоритетах по отношению к западным коллегам, то здесь мне ответить трудно. Как всегда бывает в науке, мысли бродят у многих, и кто выдвинул идею первым, а кто вторым - разобраться непросто. Но у нас в СССР Лейпунский был первым.

Хорошо. Теоретически было известно, что на быстром спектре нейтронов можно получить КВ>1. Как это проверить? Проверялось ли это на сборках?

Так именно для этого и были созданы неохлаждаемый БР-1 и потом охлаждаемый реактор БР-2.

О БР-1 несколько слов можно?

По конструкции, БР-1 повторяет реактор БР-2. Правильнее сказать, конечно, наоборот - БР-2 повторяет БР-1.

Это те же сборки, тот же плутоний, такие же твэлы… В общем, всё одинаково за одним исключением - мощности у БР-1 практически не было. То есть, это нулевая сборка, сборка с нулевой мощностью. И поэтому у него отсутствовало охлаждение.

Эксперименты на нулевой сборке были проведены, значения КВ измерены. Но недоверие осталось. Почему? Потому что для реальной установки на коэффициент воспроизводства существенно будет влияние теплоносителя, конструкционных материалов, размеров и так далее.

Первое, что можно было сделать - это проверить влияние на КВ теплоносителя при ненулевой мощности. Так и появился реактор БР-2. Кстати, мощность у него также была очень небольшой - всего-навсего 100 кВт.

Для БР-2 было непонятно, как поступать с теплоносителем. В принципе, для быстрой программы был уже выбран натрий. Но объёма данных по натрию было недостаточно, чтобы проектировать реактор. А время поджимало - разработки по БР-2 начались в 1954 году, а пуск его состоялся в 1955 году.

Так и появилась ртуть. До войны в обычной, неядерной теплотехнике прорабатывались идеи так называемых бинарных циклов, где ртуть была опробована на практике. И мы знали, что у американцев был реактор ненулевой мощности CLEMENTINE, сделанный на ртутном теплоносителе.

Американцы выбрали ртуть тоже из довоенного опыта?

Почти наверняка из него. Другой надёжной информации не было.

Почему ртуть в итоге не подошла? Что в ней не понравилось?

Я могу сказать только с точки зрения эксплуатации БР-2. Первый аргумент против - ртуть тяжёлый теплоноситель, и на её перекачку требуются очень большие энергетические затраты.

Второе и самое главное - коррозионные воздействия на конструкционный материал. Может быть, сегодня нам удалось бы подобрать какой-то материал, способный хорошо стоять в ртути. Но в 50-ые годы у нас в распоряжении была только нержавеющая сталь, а она себя показала на опыте БР-2 очень плохо.

Говорят, что из-за ртути часть оболочек твэлов в БР-2 были повреждены за три месяца.

Не за три. За пять. Но для энергетики эта разница не имеет значения. Энергетикам нужны годы и десятилетия, а не месяцы.

Мы получили течь из первого контура. Во время течи я как раз был начальником смены. Ртуть тонкой струёй длиной 5-7 метров била из трубопровода в стену. Пришлось срочно ликвидировать протечку.

Вторая проблема. На БР-2 впервые в нашем реакторостроении была сделана двустенная конструкция парогенератора. Ртуть и вода разделялись двумя стенками, и в этом промежутке была ртуть. Этот парогенератор тоже потёк из-за ртути.

Течи происходили постоянно. Мы находили ртуть даже в канализации.

Нам рассказывал человек, работавший на БР-2. Он зашёл в помещение и удивился - зачем трубу к полу привязали ниткой? А потом выяснилось, что это струя ртути.

Примерно так и было. Что я видел во время своей первой течи, то потом видели и мои товарищи.

Опыт БР-2 очень быстро показал неприемлемость ртути как теплоносителя, особенно для больших установок. Хорошо, что мы столкнулись с отрицательными качествами ртути сразу, ещё на реакторе малой мощности.

У неё есть плюс. Говорят, что ртуть плохо активировалась.

Это другое дело. Но я вам хочу сказать, что и активация натрия не является чем-то таким чрезвычайным и особенным. Натрий высвечивается 15 суток, и всё.

В натриевом теплоносителе могут быть осколки. Но точно также они могут быть в ртутном теплоносителе. Негерметичность твэлов останется всегда, и осколки деления всегда будут в том или ином количестве попадать в циркуляционный контур. Важно именно это, а отнюдь не активация самого теплоносителя.

Как Вы считаете - сегодня ртутный теплоноситель имел бы смысл, или это направление полностью лишено перспектив?

Я считаю, что возвращаться к ртути ни в коем случае нельзя. Специалисты есть разные, у кого-то могут быть другие взгляды, но моё мнение сложилось однозначно - ртуть не для реактора.

Может быть, рассмотреть ртуть с точки зрения залива в аварийный тепловой реактор? Не знаю, и то вряд ли. Например, потому что пары ртути - это страшная вещь.

Вот свинец-висмут при тяжёлых авариях типа фукусимских использовать реально. Такие технологии обсуждаются - при определённых условиях залить оставшуюся без охлаждения активную зону свинцом-висмутом, превратить весь внутренний объём зоны в теплопроводный и через стенки отводить остаточное тепло. Но даже для этого я ртуть применять бы не стал.

Какова судьба ртути после останова и демонтажа БР-2?

Ртуть собрали в отдельные контейнеры и долго хранили. Потом нашлось предприятие, которое её купило.

Легенда гласит, что ртуть купила Украина. Завод в Украинской ССР, выпускавший градусники, якобы с помощью обнинской ртути чуть ли не за месяц выполнил годовой план.

Не могу легенду ни подтвердить, ни опровергнуть. Совершенно точно - ртуть была чистой. Реактор БР-2 работал мало, так что осколков и активационных продуктов в ней накопилось немного. Ртуть спокойно лежала у нас в контейнерах, пока на неё не отыскался покупатель.

Плутониевое топливо

Топливо для БР-2 тоже было весьма любопытное - пожалуй, не менее любопытное, чем теплоноситель.

Не специалист по топливу, поэтому в подробностях рассказать про него не могу. Для БР-2 было выбрано металлическое плутониевое топливо. Именно плутониевое топливо, не смешанное! В нём были только небольшие, в пределах допустимого, примеси урана.

"На ртутном быстром реакторе БФ-2 мы использовали твэлы с сердечником из δ-фазного сплава плутония с галлием. Твэл представлял собой цилиндрический стержень в оболочке из нержавеющей стали".

Игорь Головнин, ВНИИМ, интервью для электронного издания AtomInfo.Ru.

Примечание. БФ-2 - другое название реактора БР-2.

Уран в реакторе БР-2 содержался в виде воспроизводящего материала в других тепловыделяющих сборках, которые располагались вокруг активной зоны.

То есть, сразу была концепция с радиальной зоной воспроизводства?

Да. И мы собирались проверить, каким получится коэффициент воспроизводства у такой системы.

Почему плутоний был выбран как топливо? Почему не обогащённый уран?

Если говорить о будущем, что из себя должны представлять реакторы на быстрых нейтронах? Это плутониевая активная зона. Она может быть окисной или нитридной. В данном случае важно, что она плутониевая. Энергетика должна развиваться на том плутонии, который она сама себе вырабатывает.

По той причине, что плутоний есть топливо будущих реакторов, он и был поставлен в реактор БР-2. Металлический плутоний был выбран потому, что на тот момент его производство было самым доступным.

И самое плотное топливо ещё.

Да, у металла высокая плотность.

Были ли проблемы с эксплуатацией плутониевого топлива?

Были случаи разгерметизации оболочек, но первопричиной их послужил ртутный теплоноситель. Свойства плутония как-то проявиться и повлиять на оболочки не успели, так как проработал БР-2 всего лишь год и два месяца в общей сложности. Но в принципе известно, что в металлическое топливо добавляют легирующие добавки для улучшения его свойств.

Для реактора БР-5, который пришёл на смену БР-2, было окисное топливо. И в этом случае выбор был очевиден. Мы уже понимали, что для энергетики в обозримой перспективе промышленность сможет поставить только оксидное топливо. Хотя со временем для БР-5 были изготовлены разные виды топлива - плутониевое, урановое, нитридное, карбидное и так далее.

Напомните, пожалуйста - реактор БР-5 появился на основе реактора БР-2?

Лучше выразиться по-другому - с использованием его инфраструктуры.

Реактор БР-2 мы сделали с очень большими запасами. И когда встал вопрос о необходимости замены ртутного реактора, то сработала следующая мысль - поставить в этом же здании и с этими же конструкциями защиты реактор натриевый и большей мощности.

Идею проработали и просчитали. Получилось, что можно поставить реактор на 5000 кВт. Впоследствии мы сравнили затраты, реально израсходованные на создание БР-5, с тем, что нам пришлось бы заплатить, строя реактор с нуля. Оказалось, что мы потратили только 15% от стоимости нового реактора.

Натрий

Юрий Ервандович, пользуясь случаем, хотелось бы услышать Ваше мнение о натриевом теплоносителе, о его эксплуатационных качествах.

Мы неоднократно выступали в печати по свойствам натрия, сравнивали его с водой, со свинцом-висмутом и другими видами теплоносителей. Сегодня у нас есть огромный опыт работы натриевого оборудования промышленного масштаба.

Что такое промышленный масштаб? Это 200 тысяч часов работы оборудования без капремонта. Мы имеем натриевое оборудование, которое работало в натрии с температурой до 500°C в четырёх реакторах - БР-5, БОР-60, БН-350 и БН-600. Мы сделали сводную таблицу, и оказалось, что по многим узлам промышленный масштаб достигнут.

Да, у натриевого оборудования есть своя специфика. Оно сложно в изготовлении. Но оно отработало и показало промышленные характеристики эксплуатации. Поэтому вопрос об эксплуатационных качествах натрия сегодня уже не стоит. Там всё ясно.

Известно, что натрий имеет два недостатка как химически активный элемент. Первый - он загорается на воздухе, второй - он бурно взаимодействует с водой.

Но возьмём, например, горение на воздухе. Весь опыт, который у нас есть, показал, что горение натрия не является опасным. На БН-600 было 27 течей натрия из оборудования на воздух. В том числе, была течь из трубопровода первого контура, были течи из малых трубопроводов, ведущих к холодным ловушкам, была течь, при которой вылилась тонна натрия.

Предусмотренных проектом штатных средств оказалось достаточно для спокойной и уверенной ликвидации возгораний. Инциденты с течами натрия не повлияли на конструкцию боксов, не повышалась температура бетона, не было существенных выбросов.

В своё время мы внимательно изучили аварию на солнечной станции в Испании. В её конструкции была предусмотрена трубка с натрием, которая шла на воздух. Трубку перекрывал вентиль. Однажды по ошибке или ещё по какой-либо причине вентиль был открыт. Произошло распыление натрия. Он загорелся в распылённом состоянии, а в этом случае он горит гораздо быстрее.

К этому опыту мы отнеслись со всей серьёзностью. Расчётным путём было показано, что в наших быстрых реакторах распыление невозможно даже в случае полного разрыва. Потому что трубопроводы облицованы теплоизоляцией, а сверху неё есть ещё облицовка жестяная или стальная. При разрывах такой системы возникновение распыляющейся струи нереально.

Мы смотрели ситуацию на расчётах. А французы провели большое количество экспериментов на натрии с распылением и даже пошли на определённые переделки боксов реактора "Феникс". Им потребовалось сделать боксы поменьше, ввести технические ухищрения - это долгий разговор.

Мы пока уверены, что в таких переделках нет смысла. Хотя, в принципе, готовы при необходимости провести прямые эксперименты с разрывами труб и оценкой коэффициента усиления, который может быть при распылении натрия.

Мы можем сделать такие эксперименты, но не видим в них смысла. Весь практический опыт ни разу не дал распылённого натрия. Я назвал 27 течей на БН-600, но были течи и на других наших реакторах. Нигде не было распыления. Исходя из этого, мы считаем, что распылённые пожары рассматривать в реальной системе не стоит.

После Фукусимы все будут спрашивать - загорится натрий, весь выгорит, останется топливо в реакторе без охлаждения…

Если по фукусимскому сценарию, то сначала реактор останется без охлаждения. Реакторы у нас корпусные, имеют кожуха, в реакторах очень хорошая теплопроводящая среда натрия. Натрия много, и если мы смоделируем фукусимскую ситуацию на БН-600, то увидим, что температура корпуса у него поднимется до 600°C примерно за пять часов. Причём топливо ещё ничего не почувствует.

Понимаете, что это такое? Это пять часов запаса. Если к этому прибавить вторые контура (натриевые), в которых есть естественная циркуляция, то запас ещё вырастет. Кроме того, мы имеем возможность частично охлаждать за счёт перепада давления между деаэратором и парогенератором.

В целом разгерметизация корпуса реактора возможна при росте температуры выше 800°С, а это может произойти через примерно 10 часов. Главное при этом - сохранение на блоке нормальной радиационной обстановки в течение многих часов после начала аварии, что обеспечивает спокойное обсуждение и принятие персоналом необходимых мер по управлению процессом.

Есть ещё одно обстоятельство. На БН-350 были проведены прямые эксперименты - что будет, если отводить тепло только через поверхность трубопроводов в воздух за счёт естественной конвекции. На этом реакторе мы не могли сделать системы расхолаживания соответствующим современным нормам (которые были введены после начала эксплуатации). Поэтому мы провели такой эксперимент - предположили, что таких систем нет вообще, а есть только теплоотвод в воздух.

В результате получилось, что вместо 1000 МВт(тепловых) мы сможем спокойно работать на 400 МВт. Всё остаточное тепловыделение от такого уровня мощности может быть выброшено в воздух за счёт естественной циркуляции в натриевых контурах и конвекции воздуха. Вот что такое натриевый реактор!

Мы правильно поняли? Имеется в виду не 400 МВт(тепловых), а остаточное тепловыделение при таком уровне мощности?

Да, именно так. В результате было принято решение - последнее время перед окончательной остановкой реактор БН-350 работал на 400 МВт (тепловых) без переделок в системе.

О производстве натриевого теплоносителя много разговоров, что его больше нет.

Никаких технологических сложностей в производстве натрия для реакторов не существует. Другое дело, что само производство может закрыться или перепрофилироваться. К сожалению, сегодня в России именно такая ситуация. Поэтому для БН-800 рассматривались варианты покупки натрия в Китае или Франции. У французов сохранено производство и есть запасы натрия.

Что касается своего производства, то восстановить его несложно, было бы желание.

Мы знаем о предложениях сконструировать быстрый реактор с новым теплоносителем. Например, сделать теплоноситель "натрий-свинец", то есть, добавить в натрий какой-то процент свинца. Такой теплоноситель сохранит все плюсы натрия, но гореть не будет.

Конечно, мысли такие есть, работают люди, получают результаты. Но меня интересует главное - коррозионная активность такой среды. Совершенно непонятно, что будет с коррозией, если в натрий добавить хотя бы 1-2% свинца. Нужны многолетние исследования.

А моё личное мнение - натрий портить нельзя ничем!

К натрию есть претензия, что он не может обеспечить высокотемпературное тепло.

Почему? У нас есть проработки с закритическими параметрами. Просто реальной задачи такой перед нами пока не ставится. Для начала нужно качественно переработать третий (ненатриевый) контур, и только потом идти с вопросами к нам.

Спасибо, Юрий Ервандович, за интересное интервью для электронного издания AtomInfo.Ru.

Ключевые слова: История, Ртуть, Быстрые натриевые реакторы, Интервью, Юрий Багдасаров

---

Другие новости:

Экспертиза подтвердила свойства стали ПВД АЭС "Козлодуй"

Экспертизу проводила болгарская академия наук.

На АЭС "Сан-Онофре" заглушено 1317 теплообменных трубок

Сроки пуска блоков не известны.

Российские атомщики рассчитывают в конце 2012 г сдать в эксплуатацию АЭС "Бушер"

Есть масса нюансов, которые не зависят от российских специалистов.

---

---

---

---

Поиск по сайту: