Введение

Современные энергетические реакторы, установленные на атомных станциях, – это в большинстве случаев крупные, мощные аппараты, способные обеспечить электричеством обширные территории. Но наряду со «взрослыми» машинами во всем мире возвели множество «котлов-малышей», предназначенных для решения совсем других задач. И речь в данном случае вовсе не о модульных мини-АЭС (они уже обсуждались выше). Собственно, из заголовка понятно, что «малыши», о которых пойдет разговор, относятся к многочисленной группе исследовательских реакторов. Впрочем, «малыши» – название условное. Эти аппараты порой достигают весьма впечатляющих размеров, не говоря о том, что нейтронные потоки в них куда больше, чем в реакторах АЭС.
Исследовательский… Вроде бы назначение устройства прямо следует из его названия: воображение рисует команду высоколобых ученых мужей в белых халатах, в поте лица трудящихся над постановкой очередного сложного эксперимента.
Реальность же сплошь и рядом оказывается куда более прозаичной. Нет, конечно, исследовательские реакторы действительно помогают решать серьезные научные задачи, формулировка которых вгонит в ступор неподкованного человека: взять, допустим, изучение неупругого рассеяния нейтронов для исследования динамики атомной решетки и магнитных возбуждений. Но реакторы-«малыши» не только двигают вперед науку, но также используются для обыденных, рутинных дел: получения радиоактивных изотопов, легирования кремния, подготовки персонала реакторов АЭС.

За рубежом к исследовательским реакторам часто относят особый вид установок –критические сборки. В сборки тоже загружается делящийся материал (уран, плутоний) и осуществляется управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Вот только мощность подобных аппаратов очень маленькая, поэтому иностранные специалисты называют их еще «реакторами нулевой мощности». Критические сборки обычно не требуют охлаждения. Как правило, конфигурация их активной зоны легко изменяется – в этом еще одно отличие сборок от реакторов.

Монтаж критической сборки

Немного истории, порция статистики

Когда заработал первый исследовательский реактор в нашей стране? Найти ответ на этот вопрос весьма просто – достаточно еще раз заглянуть в «историческую» главу. Наш самый первый ядерный котел, реактор Ф-1, был запущен 25 декабря 1946 года на территории Лаборатории №2 Академии наук СССР (ныне – Курчатовский институт). Он является «по совместительству» и первым реактором на евразийском континенте, и, конечно, первым советским исследовательским реактором. Действительно, а как же иначе? Ведь Ф-1 позволил советским ученым впервые получить на практике уникальную информацию о характере протекания цепной реакции деления, о распределении нейтронов, об особенностях управления процессом в активной зоне; вдобавок он дал первые порции плутония для научных исследований. Сейчас Ф-1 заглушен, однако перед уходом на покой рекордсмен проработал 68 лет – больше любого другого исследовательского реактора в мире.
Со времен запуска Ф-1 и у нас, и за рубежом возвели немало ядерных «малышей»: сегодня в пятидесяти пяти странах работает около двух с половиной сотен исследовательских реакторов. Причем лидерство по этому показателю удерживает Россия: в нашей стране эксплуатируется более пяти десятков установок. На втором месте находится США, а на третьем, как ни удивительно, Китай. В целом же за всю историю мировой атомной отрасли было запущено более 750 аппаратов!

Если не учитывать критические сборки, то на сегодняшний день в России работает около трех десятков исследовательских реакторов. Еще два – ПИК и МБИР – находятся на стадии сооружения, но об этих важных проектах еще будет сказано несколько слов далее.

Еще раз про «принцип матрешки»

Одна из основных функций исследовательских реакторов – обеспечение научно-технической базы для развития «большой» ядерной энергетики. И здесь на ум сразу приходят реакторы-прототипы. Ранее уже упоминался «принцип матрешки» применительно к строительству ядерных энергоблоков: сначала запускают маленькую установку, «обкатывают» ее, и, уточнив на практике теоретические выкладки, приступают к проектированию крупного аппарата. Собственно, «котлы» подобных установок и называют прототипами, которые тоже являются подвидом исследовательских реакторов.
Пожалуй, самым титулованным реактором-прототипом является «котел» АМ-1, запущенный в июне 1954 года на Первой в мире АЭС. Стоит напомнить, что электрическая мощность Первой АЭС составляла всего пять мегаватт – совершенно «детский» показатель по меркам энергетиков. И хотя «Атом Мирный, Первый» формально являлся энергетическим реактором, в данном случае это, скорее, условность. Главной задачей АМ-1 была, конечно, не генерация тока, а получение уникальных для того времени научно-прикладных данных, не говоря уже о важном деле укрепления престижа страны на международной арене.
Неудивительно, что в 50-е годы прошлого века реактор Первой АЭС стал одной из основных исследовательских баз: с его помощью были исследованы процессы передачи тепла при кипении в активной зоне, осуществлен перегрев пара в реакторе. Полученные результаты были использованы при проектировании больших уран-графитовых аппаратов – АМБ-100, АМБ-200, а затем и реакторов типа РБМК, построенных на Ленинградской, Курской, Смоленской и других атомных электростанциях.
Помимо прочего, в конструкции АМ-1 было предусмотрено четыре горизонтальных канала для вывода нейтронов за пределы реактора. Два канала использовались для производства искусственных радиоактивных изотопов, другие два – для изучения влияния нейтронов на свойства материалов. В частности, результаты исследования структуры кристаллов хрома по рассеиванию ими нейтронов стали общепризнанным научным открытием.
Кстати, исследования на первом энергетическом реакторе проводились практически до последнего дня работы станции, остановленной в 2002 году: ядерный «котел» «старушки» – так называли Первую АЭС сотрудники – прослужил долгих 48 лет, совсем чуть-чуть не дотянув до юбилея.
В отличие от уран-графитовых реакторов РБМК-1000, у водо-водяных «котлов» типа ВВЭР не было наземного прообраза. Если не учитывать критические сборки, то «заготовками» для «вэ-вэ-эров» стали реакторы, работавшие на воде и под водой, – на первых советских атомных кораблях.
А вот для успешного продвижения быстрой натриевой энергетики пришлось создать целый ряд исследовательских аппаратов: БР-2 с ртутным теплоносителем, БР-5, после реконструкции «повышенный в звании» до БР-10, и, наконец, предпоследний прототип – БОР-60. Как известно, после «бора» зеленый свет был дан уже крупным «быстрым» проектам – БН-350, БН-600, БН-800.

Быстрый пенсионер

БОР-60, размещенный на площадке Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР – предприятие Росатома) в Димитровграде, был введен в эксплуатацию в 1969 году. «БОР» расшифровывается как «быстрый опытный реактор», а число «60», вопреки существующей в энергетике традиции, означает не электрическую мощность, а тепловую. Впрочем, электроэнергию этот котел тоже дает: БОР-60 является частью ядерной энергетической установки, которая может снабжать теплом и электричеством другие объекты НИИАР.

Блочный щит управления БОР-60

Активная зона «бора» не идет ни в какое сравнение с крупными «котлами» – это небольшой цилиндр, который поместился бы в багажнике современного джипа. Но, несмотря на маленькие размеры и почтенный полувековой возраст, установка с БОР-60 до сих пор сохраняет статус многофункциональной исследовательской площадки.
Разумеется, одной из основных задач БОР-60 была и остается отработка технологий для быстрых реакторов – как работающих, так и вновь создаваемых «котлов». В различные ячейки «бора» может быть загружено большое количество экспериментальных тепловыделяющих сборок. Еще в реакторе есть специальный термометрический канал, позволяющий размещать экспериментальные устройства непосредственно в активной зоне с выводом информации по специальным линиям связи.
С помощью БОР-60 проводят испытания тепловыделяющих элементов (твэлов) различных конструкций, изучают, как изменяются свойства материалов под одновременным воздействием радиации и горячего натриевого теплоносителя, расширяют опыт технологии радиоактивного натрия.
Сейчас «быстрое» направление рассматривается в числе самых перспективных, и реактор плотно загружен заказами. В частности, исследователи занимаются испытаниями реакторных материалов для котлов следующего поколения – БН-1200, БРЕСТ-ОД-300, СВБР. Кроме того, новые типы ядерного горючего тоже требуют изучения – твэлы с виброуплотненным МОКС-топливом для натриевых бридеров, твэлы с нитридным топливом для свинцового БРЕСТа.
В общем, работы у БОР-60 хватает – даже несмотря на то, что до его закрытия остались, по-видимому, считанные годы. Причина очевидна – возраст берет свое, а модернизация и продление эксплуатации обойдутся очень недешево. Но не все так печально: рядом строится новый исследовательский реактор МБИР – он-то и должен сменить на посту старенький «бор», получив по наследству все его задачи.

Парк реакторов

Надо сказать, что БОР-60 – далеко не единственный аппарат, работающий на площадке НИИ атомных реакторов. Вообще, эта организация была основана в 1950-х годах в Ульяновской области по инициативе Курчатова, и называлась она вначале довольно скромно: «Опытная станция по испытанию ядерных реакторов». Первым аппаратом, запущенным на территории НИИАР в 1961 году, стал высокопоточный исследовательский реактор СМ (после реконструкции – СМ-3). Будучи самым первым, СМ-3 является одновременно и одним из самых мощных: сейчас его тепловая мощность составляет 100 мегаватт – солидный параметр для исследовательской установки.
СМ-3 представляет собой водо-водяной реактор, заключенный в стальной корпус. А высокопоточным его называют за большую плотность потока нейтронов, поскольку в центральном канале за одну секунду через квадратный сантиметр площади пролетает пять квадриллионов нейтронов! Для справки: квадриллион – это единица с 15-ю нулями. Пытаться вообразить себе столь огромное число просто бессмысленно и придется поверить на слово, что это более чем высокий показатель даже по меркам реакторной физики.
Реактор СМ был лишь «первой ласточкой». Вслед за ним на площадке НИИАР построили другие исследовательские аппараты – ВК-50, МИР, уже упомянутый БОР-60, РБТ-6, РБТ-10/1, РБТ-10/2. Нельзя забывать и об особом проекте – мини-АЭС АРБУС с органическим теплоносителем, о которой рассказывалось в предыдущей главе. Итого за всю историю НИИАР в Димитровграде было запущено восемь реакторов, из которых шесть машин в строю и по сей день. Благодаря такому реакторному парку институт превратился в один из наиболее мощных научно-исследовательских комплексов Росатома.
На базе НИИАР решаются самые актуальные задачи ядерной энергетики. Здесь выполняются исследования элементов активных зон реакторов различного назначения, изучаются топливные, конструкционные и другие материалы для ядерных и термоядерных котлов; решаются проблемы, связанные с «замыканием» топливного цикла, с промышленным использованием плутония. Тут занимаются вопросами разделения и «сжигания» долгоживущих радиоактивных изотопов – и много чем еще.