БН-350 – энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию 16 июля 1973 года на первой советской АЭС с реактором на быстрых нейтронах в г. Шевченко, Казахская ССР. Тепловая мощность реактора 1000 МВт, эквивалентная суммарная электрическая мощность составляла 350 МВт, которая расходовалась следующим образом: на производство электрической энергии 150 МВт, на производство тепла для отопления 100 МВт, на получение пресной воды 100 МВт. Топливом служила обогащенная двуокись урана. В то время являлась единственной атомной опреснительной установкой в мире, поставляла пресную воду для города Шевченко в объёме 120 000 м3 в сутки. В 1999 году правительство Казахстана приняло решение не продолжать эксплуатацию БН-350, реактор был остановлен и переведен в режим вывода из эксплуатации.
Краткая история разработки и создания реактора БН-350
Основные этапы в истории БН-350:
- начало работ над проектом – 1960 год;
- начало строительства – 1964 год;
- энергетический пуск – 1973 год;
- начало вывода из эксплуатации – 1998 год.
В 1959 году А.И. Лейпунский был назначен научным руководителем ФЭИ. Проработки реактора БН-250 (первоначальное название реактора БН-350) в ФЭИ начались в 1959 г. Реактор предназначался для наработки плутония и производства электрической энергии, потом добавилась задача по получению пресной воды. В 1960 г. вышло решение о сооружении реактора БН-250 в г. Шевченко Казахской ССР. Это был для того времени большой скачок по мощности: с 5 МВт тепловой мощности в БР-5 до 1000 МВт в БН-250. О том, что сооружение первого быстрого энергетического реактора было важно для страны, свидетельствуют тот факт, что А.И. Лейпунский был вызван на доклад к руководителю государства (Н.С. Хрущеву) для объяснения, что такое вообще быстрые реакторы и зачем нужен этот реактор для страны. Также и сотрудникам ФЭИ приходилось ездить в ЦК КПСС и Совет Министров на многие совещания и рассказывать о перспективах быстрых реакторов. При этом представителей ФЭИ (научного руководства) принимали везде с достаточным уважением, хотя приезжали люди весьма молодые, но авторитет А.И. Лейпунского всегда помогал.
В 1964 началось строительство реактора БН-350. Он пока еще назывался БН-250, а БН-350 начал называться с 1965 г., когда готовилось сообщение для международной конференции в США. Сооружение БН-350 на несколько месяцев опережало сооружение аналогичных реакторов во Франции и в Великобритании – Феникса и PFR соответственно. После смерти А.И. Лейпунского в 1972 г. начался новый этап в жизни ФЭИ. В результате получилось так, что весь период с 1972 г. и до середины 1980-х годов был периодом внедрения того, что разрабатывалось под научным руководством ФЭИ и лично А.И. Лейпунского.
Официальной датой физического пуска реактора в присутствии Комиссии главка Министерства среднего машиностроения считается 29 ноября 1972 г. После выхода на критичность в течение нескольких месяцев продолжались физические эксперименты. Выход реактора на мощность состоялся летом 1973 г. Работа реактора на мощности выявила проблему межконтурных течей натрия в парогенераторах. По поручению министра среднего машиностроения Е.П. Славского была выполнена большая и очень непростая работа по ремонту шести из семи парогенераторов на месте их монтажа и, начиная с 1978 г. реактор БН-350 стал устойчиво работать. В этом же году группе участников разработки, пуска и эксплуатации установки была присуждена Государственная премия СССР. От ФЭИ лауреатами этой премии стали М.Ф. Троянов и Ю.Е. Багдасаров. Работа над установкой БН-350 шла в тесном сотрудничестве с конструкторами из ОКБМ им. И.И. Африкантова (Нижний Новгород), ВНИПИЭТ (Ленинградский проектный институт), ОКБ «Гидропресс».
Актау 1972 год. Физический пуск реактора БН-350
Для проекта БН-350 были приняты следующие основные принципиальные решения:
Для быстрых натриевых реакторов существуют две компоновочные схемы первого контура – петлевая и баковая (интегральная). В проекте БН-350 была выбрана петлевая компоновка. Основное оборудование контура располагалось в отдельных корпусах, соединённых между собой трубопроводами. При этом пришлось разработать и внедрить ряд технических решений:
- обеспечить температурную компенсацию трубопроводов;
- добиться надёжной герметизации боксов первого контура, которые предполагалось заполнить азотом, а также искать решения для некоторых других технических проблем.
Активная зона реактора состоит из шестигранных топливных сборок (ТВС), содержащих твэлы с ядерным топливом – диоксидом обогащенного урана. Сверху и снизу столба топлива в твэлах располагаются торцевые экраны с обедненным диоксидом урана. Активная зона окружена ТВС бокового экрана. ТВС загружаются в реактор и выгружаются комплексом соответствующих механизмов.
Тепловая мощность реактора 1000 МВт позволяла обеспечить приемлемые технико-экономические характеристики установки:
- активная зона реактора выбрана компактной (диаметр 1,5 м, высота 1 м), окружена относительно толстыми боковым и торцевыми воспроизводящими экранами;
- предусмотрено наличие резервной петли для поддержания высокого КИУМ;
- теплоносителем первого и второго контуров выбран натрий;
- использованы парогенераторы натрий-вода с разделением сред через одну стенку;
- технологические параметры БН-350 были приняты весьма умеренными: температура натрия на выходе из реактора составляла 500 °С, а давление и температура перегретого пара – 4,9 МПа и 435 °С соответственно.
Более четверти века проработал первый энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350. Опыт его эксплуатации стал подтверждением научных и технических идей, которые были в него заложены. В процессе эксплуатации реактора БН-350 были выполнены многочисленные материаловедческие исследования, была изготовлена партия экспериментальных ТВС со смешанным оксидным топливом, которые позволили провести измерения коэффициента воспроизводства и сравнить его с расчётным значением.